Pokročilá termohydraulika jaderných reaktorů

Garant předmětu:

Přednášející:

Cvičící:

Předmět zajišťuje:

ústav energetiky

Anotace:

Cílem předmětu je posluchače uvést do problematiky numerického modelování vedení tepla a proudění tekutin ve vztahu k termohydraulice jaderného reaktoru. Přednášky jsou zaměřeny především na metody konečných objemů a ve cvičeních je probíraná látka následně prakticky numericky řešena za využití programovacího jazyka Python. Sylabus:

Požadavky:

Osnova přednášek:

Osnova cvičení:

Tenzory a tenzorový počet, základní pojmy, speciální diferenciální operátory, operace s tenzory

Numerické derivace a Newtonova metoda tečen, LU rozklad

Diskretizace - význam a povaha numerických metod, kontrolní objem, numerické reprezentace polí

Vedení tepla - diskretizace úlohy pro vedení tepla, okrajové podmínky, linearizace zdrojového členu

Metody řešení soustavy lineárních rovnice, TDMA algoritmus, Gauss-Seidelova metoda, Relaxace

Nestacionární vedení tepla - Explicitní, C-N schéma a plně implicitní schéma

Zákony přenosových dějů, materiálová derivace, zákony zachování

Lineární a nelineární advekce - numerické metody řešení PDR

Difúzní rovnice - diskretizace a numerické řešení, Eulerovy rovnice

Burgersova rovnice, její diskretizace a řešení

Odvození a řešení Poissonovy tlakové rovnice pro nestlačitelné proudění a její zdrojový člen

Diskretizace Navier-Stokesových rovnic a algoritmy pro jejich řešení, PISO a SIMPLE algoritmus, Chorinova projekční metoda, SPH metoda

Modelování turbulence, numerické metody DNS, LES a RANS, Bussinesquova hypotéza, modely turbulentní viskozity

Cíle studia:

Studijní materiály:

Suhas V. Patankar, Numerical heat transfer and fluid flow, (1980), ISBN: 9781315275130, doi: 10.1201/9781482234213

Štěpánek J., Praktický úvod do vedení tepla a CFD, (2023), (učební text k předmětu)

Poznámka:

Další informace:

Pro tento předmět se rozvrh nepřipravuje

Předmět je součástí následujících studijních plánů: