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
—