Aplikace CFD kódů pro výzkum proudění v jaderném reaktoru

Výzkum proudění v reaktoru na základě výsledků experimentálního měření a analýzy klíčových termohydraulických jevů v prostředí CFD kódů. Na základě tohoto výzkumu byly vyvinuty strategie, postupy a metodiky pro bezpečné a efektivní vychlazování reaktoru v havarijních situacích. Hlavními cíli projektu bylo zvýšení bezpečnosti provozu jaderného bloku, snížení radiačního rizika při potenciální havárii, vývoj a modernizace systémových termohydraulických kódů pro JE.