Vše

Co hledáte?

Vše
Projekty
Výsledky výzkumu
Subjekty

Rychlé hledání

  • Projekty podpořené TA ČR
  • Významné projekty
  • Projekty s nejvyšší státní podporou
  • Aktuálně běžící projekty

Chytré vyhledávání

  • Takto najdu konkrétní +slovo
  • Takto z výsledků -slovo zcela vynechám
  • “Takto můžu najít celou frázi”

CFD simulation the thermal-hydraulic characteristic within fuel rod bundle near grid spacers

Identifikátory výsledku

  • Kód výsledku v IS VaVaI

    <a href="https://www.isvavai.cz/riv?ss=detail&h=RIV%2F49777513%3A23210%2F11%3A43896696" target="_blank" >RIV/49777513:23210/11:43896696 - isvavai.cz</a>

  • Výsledek na webu

  • DOI - Digital Object Identifier

Alternativní jazyky

  • Jazyk výsledku

    angličtina

  • Název v původním jazyce

    CFD simulation the thermal-hydraulic characteristic within fuel rod bundle near grid spacers

  • Popis výsledku v původním jazyce

    This paper looks into detailed investigation of thermal-hydraulic characteristics of the flow field in a fuel rod model, especially near the spacer. The area investigate represents a source of information on the velocity flow field, vortex, and on the amount of heat transfer into the coolant all of which are critical for the design and improvement of the fuel rod in nuclear power plants. The flow field investigation uses three-dimensional Computational Fluid Dynamics (CFD) with the Reynolds stresses turbulence model (RSM). The fuel rod model incorporates a vertical annular channel where three different shapes of spacers are used; each spacer shape is addressed individually. These spacers are mutually compared in consideration of heat transfer capabilities between the coolant and the fuel rod model. The results are complemented with the calculated heat transfer coefficient in the location of the spacer and along the stainless-steel pipe.

  • Název v anglickém jazyce

    CFD simulation the thermal-hydraulic characteristic within fuel rod bundle near grid spacers

  • Popis výsledku anglicky

    This paper looks into detailed investigation of thermal-hydraulic characteristics of the flow field in a fuel rod model, especially near the spacer. The area investigate represents a source of information on the velocity flow field, vortex, and on the amount of heat transfer into the coolant all of which are critical for the design and improvement of the fuel rod in nuclear power plants. The flow field investigation uses three-dimensional Computational Fluid Dynamics (CFD) with the Reynolds stresses turbulence model (RSM). The fuel rod model incorporates a vertical annular channel where three different shapes of spacers are used; each spacer shape is addressed individually. These spacers are mutually compared in consideration of heat transfer capabilities between the coolant and the fuel rod model. The results are complemented with the calculated heat transfer coefficient in the location of the spacer and along the stainless-steel pipe.

Klasifikace

  • Druh

    J<sub>x</sub> - Nezařazeno - Článek v odborném periodiku (Jimp, Jsc a Jost)

  • CEP obor

    BK - Mechanika tekutin

  • OECD FORD obor

Návaznosti výsledku

  • Projekt

    <a href="/cs/project/GP101%2F09%2FP056" target="_blank" >GP101/09/P056: Experimentální a teoretický výzkum nestacionárního přestupu tepla při dvoufázovém proudění</a><br>

  • Návaznosti

    P - Projekt vyzkumu a vyvoje financovany z verejnych zdroju (s odkazem do CEP)<br>S - Specificky vyzkum na vysokych skolach

Ostatní

  • Rok uplatnění

    2011

  • Kód důvěrnosti údajů

    S - Úplné a pravdivé údaje o projektu nepodléhají ochraně podle zvláštních právních předpisů

Údaje specifické pro druh výsledku

  • Název periodika

    World Academy of Science Engineering and Technology

  • ISSN

    2010-376X

  • e-ISSN

  • Svazek periodika

    7

  • Číslo periodika v rámci svazku

    79

  • Stát vydavatele periodika

    FR - Francouzská republika

  • Počet stran výsledku

    6

  • Strana od-do

    108-113

  • Kód UT WoS článku

  • EID výsledku v databázi Scopus