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”

Investigation of thermal-hydraulic field in the annular channel around the heated wall of the fuel rod

Identifikátory výsledku

  • Kód výsledku v IS VaVaI

    <a href="https://www.isvavai.cz/riv?ss=detail&h=RIV%2F49777513%3A23640%2F13%3A43924295" target="_blank" >RIV/49777513:23640/13:43924295 - isvavai.cz</a>

  • Nalezeny alternativní kódy

    RIV/49777513:23210/13:43924295

  • Výsledek na webu

    <a href="http://dx.doi.org/10.1115/IMECE2013-64174" target="_blank" >http://dx.doi.org/10.1115/IMECE2013-64174</a>

  • DOI - Digital Object Identifier

    <a href="http://dx.doi.org/10.1115/IMECE2013-64174" target="_blank" >10.1115/IMECE2013-64174</a>

Alternativní jazyky

  • Jazyk výsledku

    angličtina

  • Název v původním jazyce

    Investigation of thermal-hydraulic field in the annular channel around the heated wall of the fuel rod

  • Popis výsledku v původním jazyce

    Experimental measurement serves for investigation of temperature field in the annular flow channel along the heated wall of the fuel rod. Research focuses on the issue of heat transfer into the coolant at two-phase turbulent flow. Two-phase turbulent flow contains a large quantity of bubbles and, with heat transfer; it represents a very complex process. The annular flow depends on the application of spacers that affect the flow and temperature field in the flow channel at the fuel rod model. The fuel rod represents the fuel cluster in nuclear pressurized water reactor (PWR) of the VVER type.

  • Název v anglickém jazyce

    Investigation of thermal-hydraulic field in the annular channel around the heated wall of the fuel rod

  • Popis výsledku anglicky

    Experimental measurement serves for investigation of temperature field in the annular flow channel along the heated wall of the fuel rod. Research focuses on the issue of heat transfer into the coolant at two-phase turbulent flow. Two-phase turbulent flow contains a large quantity of bubbles and, with heat transfer; it represents a very complex process. The annular flow depends on the application of spacers that affect the flow and temperature field in the flow channel at the fuel rod model. The fuel rod represents the fuel cluster in nuclear pressurized water reactor (PWR) of the VVER type.

Klasifikace

  • Druh

    D - Stať ve sborníku

  • CEP obor

    JF - Jaderná energetika

  • OECD FORD obor

Návaznosti výsledku

  • Projekt

  • Návaznosti

    S - Specificky vyzkum na vysokych skolach

Ostatní

  • Rok uplatnění

    2013

  • Kód důvěrnosti údajů

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

Údaje specifické pro druh výsledku

  • Název statě ve sborníku

    ASME 2013 International Mechanical Engineering Congress and Exposition

  • ISBN

    978-0-7918-5635-2

  • ISSN

  • e-ISSN

  • Počet stran výsledku

    6

  • Strana od-do

    1-6

  • Název nakladatele

    ASME

  • Místo vydání

    Neuveden

  • Místo konání akce

    San Diego

  • Datum konání akce

    15. 11. 2013

  • Typ akce podle státní příslušnosti

    WRD - Celosvětová akce

  • Kód UT WoS článku