Rechenanlage für Simulationslabor (KASILA)
Zusammenfassung der Projektergebnisse
Der Institutsrechner wurde im Rahmen mehrerer nationaler und internationaler Projekte eingesetzt. Die Arbeiten konzentrieren sich auf Untersuchungen grundlegender Phänomene und Entwicklung numerischer Methoden für Simulationen der Reaktor-Teilsysteme. Die wichtigsten Forschungsergebnisse lassen sich wie folgt zusammenfassen: - Eine Simulationsmethode sowie ein Turbulenz-Modell für die Simulation der Wärme- und Stoff-Übertragung bei unterschiedlichen Prandtl-Zahlen wurde entwickelt. Mithilfe dieser Methode wurden Hochleistungssimulationen am Gerät durchgeführt und die Daten den EU-Projektpartnern zur Verfügung gestellt. - Ein dynamisches Modell für die Simulation der turbulenter Wärme- und Stoffübertragung bei Natur- und Misch-Konvektion wurde entwickelt. Mithilfe dieses Modells wurden Hochleistungssimulationen am Gerät durchgeführt und die Daten den EU-Projektpartnern zur Verfügung gestellt. - Hochleistungssimulationen der turbulenten Zweiphasen-Strömung mit Wärmeübertragung wurden am Gerät durchgeführt. Mithilfe der Ergebnisse wurden im Rahmen zweier Projekte Modelle entwickelt, welche in die kerntechnische Unterkanalprogramme implementiert wurden. Die kerntechnischen Unterkanalprogramme dienen der Sicherheitsforschung und stellen den Standard Simulationswerkzeug der Industrie dar. - Large Eddy Simulationen (LES) turbulenter zweiphasiger Strömungen wurden am Gerät durchgeführt. Mithilfe der Ergebnisse wurde in Rahmen eines weiteren Projekts ein Turbulenzmodell entwickelt, das eine Verbesserung bei den Reynolds-Averaged-Navier-Stokes (RANS) Simulationen ermöglicht. - Eine pseudo-transiente numerische Methode wurde entwickelt. Mithilfe dieser Methode wurden Hochleistungssimulationen der turbulenter Wärme- und Stoff-Übertragung am Gerät durchgeführt und die Daten den Projektpartnern des EU Projekts zur Verfügung gestellt. - Ein dynamisches Modell für Simulation der Wärmeübertragung überkritischer Fluide wurde entwickelt. Mithilfe dieses Modells wurden LES Simulationen am Gerät durchgeführt. - In Rahmen eines Projekts wurden Hochleistungssimulationen des Neutronen-Transports am Gerät durchgeführt. Die Ergebnisse dieser Simulationen dienten der Entwicklung eines gekoppelten Neutronphysik-Thermohydraulik-Rechenprogramms. - Eine Methode für Kopplung eines System-Thermohydraulik (STH) Rechenprogramms mit einem Computational Fluid Dynamics (CFD) Rechenprogramms wurde entwickelt. Hochleistungssimulationen in diesem Bereich wurden am Gerät durchgeführt und Sicherheitsfragen in einem Kernkraftwerk untersucht. - In Rahmen eines weiteren Projekts wurde ein Simulationsmodell entwickelt, welches die Grundgleichungen für Wärme- und Stoffübertragung mit einem auf der Phasenfeldmethode basierenden Phasenumwandlungsmodell koppelt. Mithilfe dieser Methode wurden Simulationen von Verfestigungsprozessen in binären Schmelzen durchgeführt.
Projektbezogene Publikationen (Auswahl)
-
Pseudo-Transient Simulation of Turbulent Mixing in a Rectangular Channel. Paper No. ICONE22-31023, pp. V004T10A045
I. Otic, X. Chai, X. Cheng
-
Feasibility analysis of the modified ATHLET code for supercritical water cooled systems. Nuclear Engineering and Design, Volume 250, September 2012, Pages 600-612
Zhou Chong,Yang Yanhua, Cheng Xu
-
Coupled ATHLET-OpenFOAM Calculations For Phénix Natural Convection Test. Proceedings of the 15th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal - Hydraulics, NURETH-15, Pisa, Italy, May 12-17, (2013)
Huber K., Zhou C., Sonntag M., Cheng X. and Otic I
-
Investigation on heat transfer non-uniformity in rod bundle. Nuclear Engineering and Design, Volume 265, December 2013, Pages 222-231
Yang Ting, Liu Xiaojing, Cheng Xu
-
Validation of the modifi ed ATHLET code with the natural convection test of the PHENIX reactor. Annals of Nuclear Energy, Volume 59, September 2013, Pages 31-46
Zhou Chong, Huber Klaus, Cheng Xu
-
One equation subgrid model for turbulent convection. Proceedings of 10th International Topical Meeting on Nuclear Thermal Hydraulics, Operation and Safety (NUTHOS-10) 2014
Ivan Otic
-
"Phase-Field Modeling of Binary Eutectic Alloy Solidification with Convection" 16th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermalhydraulics (NURETH-16), Chicago, USA 2015
S. Meyer, I. Otic, X. Cheng
-
A new drag force model for the wake acceleration effect and its application to simulation of bubbly flow Progress in Nuclear Energy, Volume 80, April 2015, Pages 24-36
Xiang Chai · Ivan Otic · Xu Cheng
-
Numerical investigation and modeling of two-phase flow sweeping in rod bundles with mixing vane grid spacers. Annals of Nuclear Energy, Volume 85, November 2015, Pages 403-417
Markus Zimmermann · Xu Cheng · Ivan Otic · Galina Sieber · Kevin Goodheart
-
Status and perspective of turbulence heat transfer modelling for the industrial application of liquid metal flows. Nuclear Engineering and Design, Volume 290, 15 August 2015, Pages 99-106
Ferry Roelofs · Afaque Shams · Ivan Otic · Michael Böttcher · Matthieu Duponcheel · Yann Bartosiewicz · Djamel Lakehal · Emilio Baglietto · Sylvain Lardeau · Xu Cheng
