Zobrazeno 1 - 10 of 302 pro vyhledávání: '"G H, Su"'
1
Akademický článek
Analysis on the high-quality development of nuclear energy under the goal of peaking carbon emissions and achieving carbon neutrality
Autor: Ronghua Chen, G. H. Su, Kui Zhang
Publikováno v: Carbon Neutrality, Vol 1, Iss 1, Pp 1-12 (2022)
Abstract Striving to peak carbon emissions and achieve carbon neutrality (known as the "Dual-Carbon" goal) is an inevitable requirement for elevating the environmental resource constraints and realizing harmonious coexistence between the mankind and
Externí odkaz: https://doaj.org/article/0c97887bc11448e7aa99cca549c384b2
Zobrazit plný text záznamu
2
Akademický článek
Generating Hexahedral Mesh for Wire-wrapped Fuel Assembly With RBF Mesh Deformation Method
Autor: X. A. Wang, Dalin Zhang, Mingjun Wang, Yapeng Liu, Lei Zhou, Shibao Wang, Yu Liang, Wenxi Tian, Suizheng Qiu, G. H. Su
Publikováno v: Frontiers in Energy Research, Vol 8 (2021)
Fuel assemblies with wire spacer are widely used in Generation IV liquid nuclear reactors. With the rapid development of computational power, the Computational Fluid Dynamic (CFD) method is becoming an effective tool to investigate the detailed three
Externí odkaz: https://doaj.org/article/d018ce641ac0479292f407070f48dbf9
Zobrazit plný text záznamu
3
Akademický článek
Numerical Study on the Thermal Hydraulic Characteristics in a Wire-Wrapped Assembly of LFRs
Autor: Jun Li, Di Fang, Chao Guo, Mingjun Wang, Jian Deng, Wenxi Tian, Suizheng Qiu, G. H. Su
Publikováno v: Frontiers in Energy Research, Vol 8 (2020)
The concept of wire-wrapped assembly has been widely adopted in liquid metal-cooled reactors to enhance the capability of flow and heat transfer. The detailed 3D thermal hydraulic behaviors of liquid metal in the wire-wrapped assembly directly affect
Externí odkaz: https://doaj.org/article/bad05f8817f9476c899d316c0e29af38
Zobrazit plný text záznamu
5
Akademický článek
Thermal Hydraulic and Neutronics Coupling Analysis for Plate Type Fuel in Nuclear Reactor Core
Autor: Linrong Ye, Mingjun Wang, Xin’an Wang, Jian Deng, Yan Xiang, Wenxi Tian, Suizheng Qiu, G. H. Su
Publikováno v: Science and Technology of Nuclear Installations, Vol 2020 (2020)
The thermal hydraulic and neutronics coupling analysis is an important part of the high-fidelity simulation for nuclear reactor core. In this paper, a thermal hydraulic and neutronics coupling method was proposed for the plate type fuel reactor core
Externí odkaz: https://doaj.org/article/fd547f1a0c6643419e208b2d30a65e81
Zobrazit plný text záznamu
8
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
9
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
10
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.

Vyhledávací nástroje:

Upřesnit hledání

Omezení vyhledávání
Plný text Recenzováno Digitální knihovna AV ČR
Zdroje