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”

Vyšetřování proudového a teplotního pole v mezikruhovém vertikálním kanále při dvoufázovém proudění

Identifikátory výsledku

  • Kód výsledku v IS VaVaI

    <a href="https://www.isvavai.cz/riv?ss=detail&h=RIV%2F49777513%3A23210%2F11%3A43896910" target="_blank" >RIV/49777513:23210/11:43896910 - isvavai.cz</a>

  • Výsledek na webu

  • DOI - Digital Object Identifier

Alternativní jazyky

  • Jazyk výsledku

    čeština

  • Název v původním jazyce

    Vyšetřování proudového a teplotního pole v mezikruhovém vertikálním kanále při dvoufázovém proudění

  • Popis výsledku v původním jazyce

    Příspěvek se zabývá vyšetřováním teplotního pole v mezikruhovém vertikálním kanále okolo vyhřívané stěny palivové tyče. Problematika výzkumu je zaměřena na chování teploty během pomalého ochlazování vodou, které probíhá pomalým stoupáním hladiny v mezikruhovém kanále. Tento příspěvek je doplněn o rozbor vzniku parní fáze na povrchu stěny palivové tyče během ochlazovacího cyklu. Vývoj proudění parní fáze (parních bublin) je analyzován pomocí záznamu z rychlosekvenčního snímání. Palivová tyč reprezentujepalivový článek v jaderném tlakovodním reaktoru typu VVER (PWR).

  • Název v anglickém jazyce

    Investigation velocity flow field and thermal flow field in the vertical annular channel at two-phase flow

  • Popis výsledku anglicky

    This article deals for investigation of temperature field in the annular flow channel along the heated wall of the fuel rod. Research focuses on the issue of temperature behavior into the slow coolant at two-phase turbulent flow, which is characteristicslow rise up water level in the annular channel. This article is extended into analysis formation steam phase at surface wall of the fuel rod during coolant process. Investigation of behavior steam flow phases (steam bubbles) is analyzed by record from high-speed imaging camera. The fuel rod represents the fuel cluster in nuclear pressurized water reactor (PWR) of the VVER type.

Klasifikace

  • Druh

    O - Ostatní výsledky

  • 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