«The program of thermal-hydraulic analysis of pressurized light-water nuclear reactor using single heated channel approach in steady-state» («Программа тепло-гидравлического анализа легководного ядерного реактора под давлением с использованием подхода с одним обогреваемым каналом в стационарном режиме»)

Программа предназначена для определения рабочих параметров теплоносителя активной зоны ллегководного реактора. Кроме того, может быть выполнен расчет распределения температуры в ядерном топливе, зазоре и оболочке. Функциональные возможности программы: В программе предусмотрена возможность выполнения комплексного тепло- гидравлического анализа легководного ядерного реактора под давлением с использованием метода одного обогреваемого канала в стационарном режиме. В этом методе уравнения массы, импульса и энергии могут быть решены с использованием метода конечных разностей. Распределение температуры в топливной таблетке, зазоре и оболочке также выполняется на основе решения уравнений теплопереноса и метода конечных разностей.