Аннотация:
Рассмотрены современные тенденции развития теплогидравлического кода нового поколения,
предназначенного для анализа аварийных процессов в системах охлаждения ядерных реакторов. Установлена необходимость многомерного описания теплогидравлических процессов для целого ряда аварийных режимов. Проанализированы возможности применения численных методов повышенной точности, разрабатываемых для моделирования двухфазных процессов. Определены основные проблемы математического моделирования двухфазных потоков.