Keywords: میله سوخت; Fuel rod; Vibration; Spring; Fourier series;
مقالات ISI میله سوخت (ترجمه نشده)
مقالات زیر هنوز به فارسی ترجمه نشده اند.
در صورتی که به ترجمه آماده هر یک از مقالات زیر نیاز داشته باشید، می توانید سفارش دهید تا مترجمان با تجربه این مجموعه در اسرع وقت آن را برای شما ترجمه نمایند.
در صورتی که به ترجمه آماده هر یک از مقالات زیر نیاز داشته باشید، می توانید سفارش دهید تا مترجمان با تجربه این مجموعه در اسرع وقت آن را برای شما ترجمه نمایند.
Keywords: میله سوخت; Melting; Heat generation; Enthalpy formulation; Finite-difference method; Fuel rod; Nuclear safety
Keywords: میله سوخت; CFD; computational fluid dynamics; FA; fuel assembly; FR; fuel rod; FSI; fluid structure interaction; GT; guide tube (thimble); IRI; incomplete rod cluster assembly insert; MARS; monotone advection and reconstruction scheme; SG; spacer grid; UD; upwind di
Keywords: میله سوخت; Spacer grid; Reactor core; Fuel rod; Intensification of mixing; Secondary flows; Computational fluid dynamics
In-service change in the flexural rigidity of the VVER-1000 fuel assemblies
Keywords: میله سوخت; Fuel assembly; Fuel rod; VVER; Flexural rigidity; Fuel burnup; Spacer grid; FA skeleton; FA bowing;
Linear heat generation rate for breaking plastic strain limit of cladding in a BWR fuel rod type
Keywords: میله سوخت; Fuel rod; LHGR; Thermomechanical behavior;
Numerical study of fuel-clad mechanical interaction during long-term burnup of WWER1000
Keywords: میله سوخت; Fuel rod; Finite element; Virtual work; Swelling; Creep; WWER1000;
The effect of eccentricity in the position of UO2 pellets
Keywords: میله سوخت; Heat conduction; Nuclear reactors; Fuel rod; Temperature distribution; UO2 pellets; Eccentricity
BWR fuel rod behavior evaluation for preconditioning power ramps with FEMAXI-V
Keywords: میله سوخت; BWR; Fuel rod; Thermomechanical behavior; PCI; Preconditioning procedures
Creep assessment of Zry-4 cladded high burnup fuel under dry storage
Keywords: میله سوخت; Fuel rod; Creep; Dry storage
Thermal regimes of high burn-up nuclear fuel rod
Keywords: میله سوخت; 44.05.+e; 28.41.Ak; 28.41.BmTemperature; Distribution; Nuclear; Fuel rod; Burn-up; Thermal regimes; Exact solution; Numerical simulation