Application of CFD Codes in Nuclear Reactor Safety Analysis
المؤلفون المشاركون
Hoehne, Thomas
Rohde, U.
Krepper, E.
المصدر
Science and Technology of Nuclear Installations
العدد
المجلد 2010، العدد 2010 (31 ديسمبر/كانون الأول 2010)، ص ص. 1-8، 8ص.
الناشر
Hindawi Publishing Corporation
تاريخ النشر
2009-09-15
دولة النشر
مصر
عدد الصفحات
8
التخصصات الرئيسية
العلوم الهندسية و تكنولوجيا المعلومات
الملخص EN
Computational Fluid Dynamics (CFD) is increasingly being used in nuclear reactor safety (NRS) analyses as a tool that enables safety relevant phenomena occurring in the reactor coolant system to be described in more detail.
Numerical investigations on single phase coolant mixing in Pressurised Water Reactors (PWR) have been performed at the FZD for almost a decade.
The work is aimed at describing the mixing phenomena relevant for both safety analysis, particularly in steam line break and boron dilution scenarios, and mixing phenomena of interest for economical operation and the structural integrity.
For the experimental investigation of horizontal two phase flows, different non pressurized channels and the TOPFLOW Hot Leg model in a pressure chamber was build and simulated with ANSYS CFX.
In a common project between the University of Applied Sciences Zittau/Görlitz and FZD the behaviour of insulation material released by a LOCA released into the containment and might compromise the long term emergency cooling systems is investigated.
Moreover, the actual capability of CFD is shown to contribute to fuel rod bundle design with a good CHF performance.
نمط استشهاد جمعية علماء النفس الأمريكية (APA)
Hoehne, Thomas& Krepper, E.& Rohde, U.. 2009. Application of CFD Codes in Nuclear Reactor Safety Analysis. Science and Technology of Nuclear Installations،Vol. 2010, no. 2010, pp.1-8.
https://search.emarefa.net/detail/BIM-453929
نمط استشهاد الجمعية الأمريكية للغات الحديثة (MLA)
Hoehne, Thomas…[et al.]. Application of CFD Codes in Nuclear Reactor Safety Analysis. Science and Technology of Nuclear Installations No. 2010 (2010), pp.1-8.
https://search.emarefa.net/detail/BIM-453929
نمط استشهاد الجمعية الطبية الأمريكية (AMA)
Hoehne, Thomas& Krepper, E.& Rohde, U.. Application of CFD Codes in Nuclear Reactor Safety Analysis. Science and Technology of Nuclear Installations. 2009. Vol. 2010, no. 2010, pp.1-8.
https://search.emarefa.net/detail/BIM-453929
نوع البيانات
مقالات
لغة النص
الإنجليزية
الملاحظات
Includes bibliographical references
رقم السجل
BIM-453929
قاعدة معامل التأثير والاستشهادات المرجعية العربي "ارسيف Arcif"
أضخم قاعدة بيانات عربية للاستشهادات المرجعية للمجلات العلمية المحكمة الصادرة في العالم العربي
تقوم هذه الخدمة بالتحقق من التشابه أو الانتحال في الأبحاث والمقالات العلمية والأطروحات الجامعية والكتب والأبحاث باللغة العربية، وتحديد درجة التشابه أو أصالة الأعمال البحثية وحماية ملكيتها الفكرية. تعرف اكثر