Die Modellierung des thermohydraulischen Verhaltens kerntechnischer Anlagen ist ein wichtiger Aspekt der Reaktorsicherheitsforschung. Bei Kühlmittelverluststörfällen auftretende Strömungsregime können stark intermittieren und in Folge zu hohen Belastungen an den Strukturmaterialien führen. Die starken räumlichen und zeitlichen Skalenspreizungen der Regime stellen numerische Berechnungsverfahren vor große Herausforderungen. Um dem zu begegnen wurde ein Verfahren entwickelt, welches die Vorteile des skalenmittelnden Euler-Euler Zwei-Fluid Modells bezüglich des numerischen Aufwands in großen Rechengebieten mit der Fähigkeit der Volume-of-Fluid Methode verbindet, stratifizierte Strömungsbereiche quantitativ richtig zu beschreiben.      «

Die Modellierung des thermohydraulischen Verhaltens kerntechnischer Anlagen ist ein wichtiger Aspekt der Reaktorsicherheitsforschung. Bei Kühlmittelverluststörfällen auftretende Strömungsregime können stark intermittieren und in Folge zu hohen Belastungen an den Strukturmaterialien führen. Die starken räumlichen und zeitlichen Skalenspreizungen der Regime stellen numerische Berechnungsverfahren vor große Herausforderungen. Um dem zu begegnen wurde ein Verfahren entwickelt, welches die Vorteile d...     »

Modeling the thermo-hydraulic behavior of nuclear facilities is an important aspect of reactor safety research. Highly intermittent flow regimes which may occur during loss of coolant accidents can lead to high levels of stresses on the structure materials and to unfavorable feedback to the neutronic behavior of the reactor core. Strong spatial and temporal scale spreads in the regimes pose major challenges to the numerical modeling of the phenomena. In order to meet the requirements, a numerical method was developed which combines the advantages of the scale averaging Euler-Euler two-fluid model with respect to the numerical effort in large computational domains with the ability of the volume-of-fluid method to describe stratified flows quantitatively accurate.     «

Modeling the thermo-hydraulic behavior of nuclear facilities is an important aspect of reactor safety research. Highly intermittent flow regimes which may occur during loss of coolant accidents can lead to high levels of stresses on the structure materials and to unfavorable feedback to the neutronic behavior of the reactor core. Strong spatial and temporal scale spreads in the regimes pose major challenges to the numerical modeling of the phenomena. In order to meet the requirements, a numer...     »