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J-GLOBAL ID：202002242535745730   整理番号：20A2786258

CTFコード検証スイートの開発と実用化【JST・京大機械翻訳】

Development and implementation of a CTF code verification suite

著者 (3件)： Porter Nathan W. (Sandia National Laboratories, Structural and Thermal Analysis Department, P.O. Box 5800, MS0748, Albuquerque, NM 87185-0748, USA) ,  Salko Robert K. (Oak Ridge National Laboratory, Reactor and Nuclear Systems, 1 Bethel Valley Road, Oak Ridge, TN 37381, USA) ,  Pilch Martin (MPilchConsulting, 26 Mustang Mesa Trail, Tijeras, NM 87059, USA)
資料名： Nuclear Engineering and Design  (Nuclear Engineering and Design)
巻： 370  ページ： Null  発行年： 2020年 
JST資料番号： E0189B  ISSN： 0029-5493  資料種別： 逐次刊行物 (A)
記事区分： 原著論文  発行国： オランダ (NLD)  言語： 英語 (EN)

抄録/ポイント： CTFは,軽水炉(LWR)炉心挙動を予測するために開発された熱水力サブチャネルコードである。それは,Oak Ridge国立研究所(ORNL)とノースカロライナ州大学(NCSU)によって開発されたRod Arrays(COBRA)におけるCoolant Boilingのバージョンであり,LWRs(CASL)の先進シミュレーションのためにConsortiumで使用された。本研究では,既存のCTFコード検証行列を拡張し,コードが基礎となる数学モデルの忠実な表現であることを保証した。コード検証試験の組をCTFの根底にある保存方程式に写像し,重要なギャップに取り組んだ。そのように,5つの新しい問題,すなわち等速移流,伝導,圧力降下,対流,およびパイプ沸騰が組み込まれた。収束挙動と数値誤差を各試験に対して定量化し,全ての試験がそれらの対応する解析解に正しい速度で収束した。コード検証プロセスを一般化する新しい検証ユーティリティを用いて,これらの問題をCTF自動テストスイートに組み入れた。Copyright 2020 Elsevier B.V., Amsterdam. All rights reserved. Translated from English into Japanese by JST.【JST・京大機械翻訳】

シソーラス用語： 圧力損失 ,  シミュレーション ,  対流 ,  沸騰 ,  数学モデル ,  解析的解法 ,  軽水型原子炉 ,  *移流 ,  熱水 ,  ノースカロライナ州
準シソーラス用語： 数値誤差 ,  サブチャネル ,  離散化誤差 ,  テストスイート , 【Automatic Indexing@JST】

著者キーワード (4件)： CTF ,  サブチャネル ,  コード検証 ,  離散化誤差

分類 (1件)： 原子炉熱力学  (MD02030Q)

タイトルに関連する用語 (3件)： 検証 ,  開発 ,  実用化