کد مقاله | کد نشریه | سال انتشار | مقاله انگلیسی | نسخه تمام متن |
---|---|---|---|---|
6759482 | 1431393 | 2018 | 11 صفحه PDF | دانلود رایگان |
عنوان انگلیسی مقاله ISI
Steam generator leakage in lead cooled fast reactors: Modeling of void transport to the core
ترجمه فارسی عنوان
نشت کننده ژنراتور بخار در راکتورهای سریع سرب سرد: مدل سازی حمل و نقل خالی به هسته
دانلود مقاله + سفارش ترجمه
دانلود مقاله ISI انگلیسی
رایگان برای ایرانیان
کلمات کلیدی
موضوعات مرتبط
مهندسی و علوم پایه
مهندسی انرژی
مهندسی انرژی و فناوری های برق
چکیده انگلیسی
A family of drag correlations by Tomiyama et al. (1998) provide the best agreement with the available experimental data. Primary system and core voiding analysis demonstrate that the smallest (sub-millimeter) bubbles have the highest probability to be entrained and remain in the coolant flow. It is found that leaks at the bottom region of the SG result in larger rates of void accumulation.
ناشر
Database: Elsevier - ScienceDirect (ساینس دایرکت)
Journal: Nuclear Engineering and Design - Volume 328, March 2018, Pages 255-265
Journal: Nuclear Engineering and Design - Volume 328, March 2018, Pages 255-265
نویسندگان
Marti Jeltsov, Walter Villanueva, Pavel Kudinov,