Il documento descrive l'istallazione della piattaforma di simulazione avanzata FISSICU (FISsione/SiCUrezza) per la termoidraulica e fluidodinamica realizzata dal dipartimento DIENCA-UNIBO sulla rete di calcolatori CRESCO-ENEA di Portici. La piattaforma contiene codici per la simulazione a diversi livelli (microscala. scala intermedia e di sistema) di componenti, sistemi e facility nucleari. Per simulazioni tridimensionali dirette la piattaforma contiene i codici TRIO_U e SATURNE. Per la scala intermedia si è implementato il codice NEPTUNE, mentre a livello di sistema è stata prevista l'implementazione del codice CATHARE. Il software SALOME è stato utilizzato per l'accoppiamento dei codici e la gestione di diversi strumenti di generazione mesh, come GMESH and SALOME MESH, e di visualizzazione come PARAVIEW. Una sintetica guida è stata inoltre introdotta nel documento per supportare gli utenti nell' utilizzo dei codici della piattaforma e degli strumenti di generazione mesh e visualizzazione.

FISSICU platform on CRESCO-ENEA grid for thermal-hydraulic nuclear engineering

Monti, S.
2010-09-23

Abstract

Il documento descrive l'istallazione della piattaforma di simulazione avanzata FISSICU (FISsione/SiCUrezza) per la termoidraulica e fluidodinamica realizzata dal dipartimento DIENCA-UNIBO sulla rete di calcolatori CRESCO-ENEA di Portici. La piattaforma contiene codici per la simulazione a diversi livelli (microscala. scala intermedia e di sistema) di componenti, sistemi e facility nucleari. Per simulazioni tridimensionali dirette la piattaforma contiene i codici TRIO_U e SATURNE. Per la scala intermedia si è implementato il codice NEPTUNE, mentre a livello di sistema è stata prevista l'implementazione del codice CATHARE. Il software SALOME è stato utilizzato per l'accoppiamento dei codici e la gestione di diversi strumenti di generazione mesh, come GMESH and SALOME MESH, e di visualizzazione come PARAVIEW. Una sintetica guida è stata inoltre introdotta nel documento per supportare gli utenti nell' utilizzo dei codici della piattaforma e degli strumenti di generazione mesh e visualizzazione.
Rapporto tecnico;Sicurezza nucleare;Reattori nucleari ad acqua;Termoidraulica dei reattori nucleari
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Utilizza questo identificativo per citare o creare un link a questo documento: http://hdl.handle.net/20.500.12079/7274
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