Zobrazeno 1 - 10
of 48
pro vyhledávání: '"advanced PWR"'
Publikováno v:
Frontiers in Energy Research, Vol 10 (2022)
When the large pressurized water reactor in-vessel retention (IVR) system is put into operation, the outer wall of the reactor pressure vessel (RPV) will experience severe temperature fluctuations and be subjected to high internal pressure loads at t
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/a0256da3b3e5409383c0023d154c3f39
Autor:
Yingjie Wang, Mingjun Wang, Haoran Ju, Minfu Zhao, Dalin Zhang, Wenxi Tian, Tiancai Liu, Suizheng Qiu, G.H. Su
Publikováno v:
Nuclear Engineering and Technology, Vol 52, Iss 7, Pp 1386-1395 (2020)
High fidelity nuclear reactor fuel assembly simulation using CFD method is an effective way for the structure design and optimization. The validated models and user practice guidelines play critical roles in achieving reliable results in CFD simulati
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/2cb947089b6d4026bd8b1581e132a5c3
Publikováno v:
International Journal of Advanced Nuclear Reactor Design and Technology, Vol 2, Iss , Pp 34-42 (2020)
China advanced large-scale Pressurized Water Reactor (PWR) implements series of passive safety systems to provide core cooling and decay heat removal in case of some unexpected accidents. The development of reactor best estimate system analysis codes
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/e9aa8d5d53ae40c3a2215884572423cc
Autor:
Wang Yingjie, Tiancai Liu, Haoran Ju, Guanghui Su, Mingjun Wang, Wenxi Tian, Suizheng Qiu, Dalin Zhang, Minfu Zhao
Publikováno v:
Nuclear Engineering and Technology, Vol 52, Iss 7, Pp 1386-1395 (2020)
High fidelity nuclear reactor fuel assembly simulation using CFD method is an effective way for the structure design and optimization. The validated models and user practice guidelines play critical roles in achieving reliable results in CFD simulati
Publikováno v:
International Journal of Advanced Nuclear Reactor Design and Technology, Vol 2, Iss, Pp 34-42 (2020)
China advanced large-scale Pressurized Water Reactor (PWR) implements series of passive safety systems to provide core cooling and decay heat removal in case of some unexpected accidents. The development of reactor best estimate system analysis codes
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Autor:
Stefani, Giovanni Laranjo de
Publikováno v:
Repositório Institucional da UFABCUniversidade Federal do ABCUFABC.
Orientador: Prof. Dr. José Rubens Maiorino
Tese ( doutorado)- Universidade Federal do ABC. Programa de Pós-Graduação em Energia, 2017.
O presente trabalho apresenta a análise e estudo da viabilidade de converter um reator de água pres
Tese ( doutorado)- Universidade Federal do ABC. Programa de Pós-Graduação em Energia, 2017.
O presente trabalho apresenta a análise e estudo da viabilidade de converter um reator de água pres
Autor:
GERJEVIČ, GREGA
Diplomsko delo zajema primerjavo rezultatov simulacije male izlivne nezgode s programskim orodjem Advanced PWR simulator z rezultati, ki jih je opravilo podjetje Westinghouse v testnem objektu APEX-1000. V prvem delu diplomskega dela sta opisana prim
Externí odkaz:
https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=od______3505::71ba52a357dea6adf42fd8759ee2591e
https://repozitorij.uni-lj.si/Dokument.php?id=73445&dn=
https://repozitorij.uni-lj.si/Dokument.php?id=73445&dn=