کد مقاله کد نشریه سال انتشار مقاله انگلیسی ترجمه فارسی نسخه تمام متن
366589 621452 2015 8 صفحه PDF سفارش دهید دانلود رایگان
عنوان انگلیسی مقاله ISI
Experimental study of local coolant hydrodynamics in TVS-Kvadrat PWR reactor fuel assembly using mixing spacer grids with different types of deflectors
ترجمه فارسی عنوان
مطالعه تجربی میک خنک کننده محلی در TVS-KVADRAT مونتاژ PWR سوخت راکتور با استفاده از مخلوط کردن شبکه های فضا با انواع مختلف فرمان
دانلود مقاله + سفارش ترجمه
دانلود مقاله ISI انگلیسی
رایگان برای ایرانیان
سفارش ترجمه تخصصی
با تضمین قیمت و کیفیت
خدمات تولید محتوا

این مقاله ISI می تواند منبع ارزشمندی برای تولید محتوا باشد.

  • تولید محتوا برای سایت و وبلاگ
  • تولید محتوا برای کتاب
  • تولید محتوا برای نشریات و روزنامه ها
  • و...

پایگاه «دانشیاری» آمادگی دارد با همکاری مجموعه «شهر محتوا» با استفاده از این مقاله علمی، برای شما به زبان فارسی، تولید محتوا نماید.

تولید محتوا
با 10 درصد تخفیف ویژه دانشیاری
کلمات کلیدی
راکتور هسته ای؛ مجموعه سوخت؛ دینامیک سیالات خنک کننده؛ انتقال حرارت و جرم؛ مخلوط کردن شبکه فضا
موضوعات مرتبط
مهندسی و علوم پایه مهندسی انرژی انرژی هسته ای و مهندسی
چکیده انگلیسی

Results of experimental studies of local hydrodynamic characteristics of coolant flow in fuel assemblies of RWR reactors using different types of mixing spacer grids are presented. Specific features and regularities of coolant flow in fuel pin bundles of TVS-KVADRAT fuel assemblies with different types of mixing spacer grids were revealed in the course of experiments. Analysis of space distribution of projections of absolute flow velocity allowed detailed description of coolant flow beyond the spacer grid with installation of three different types of deflectors. Optimal design of deflector for spacer grid of the TVS-KVADRAT fuel assembly in the standard cell in the area of guiding channels was identified. Results of studies of local hydrodynamics of coolant flow in the TVS-KVADRAT fuel assembly are accepted for subsequent practical application by the JSC Afrikantov Experimental Design Bureau for Mechanical Engineering (OKBM) in the evaluations of thermal engineering reliability of PWR reactor cores and were included in the database for verification of computational fluid dynamic codes (CFD-codes) and implementation of detailed cell array calculations of PWR reactor cores.

ناشر
Database: Elsevier - ScienceDirect (ساینس دایرکت)
Journal: Nuclear Energy and Technology - Volume 1, Issue 4, December 2015, Pages 296–303
نویسندگان
, , , , , ,
دانلود مقاله + سفارش ترجمه
دانلود مقاله ISI انگلیسی
رایگان برای ایرانیان
سفارش ترجمه تخصصی
با تضمین قیمت و کیفیت