Báo cáo tài liệu vi phạm
Giới thiệu
Kinh doanh - Marketing
Kinh tế quản lý
Biểu mẫu - Văn bản
Tài chính - Ngân hàng
Công nghệ thông tin
Tiếng anh ngoại ngữ
Kĩ thuật công nghệ
Khoa học tự nhiên
Khoa học xã hội
Văn hóa nghệ thuật
Sức khỏe - Y tế
Văn bản luật
Nông Lâm Ngư
Kỹ năng mềm
Luận văn - Báo cáo
Giải trí - Thư giãn
Tài liệu phổ thông
Văn mẫu
THỊ TRƯỜNG NGÀNH HÀNG
NÔNG NGHIỆP, THỰC PHẨM
Gạo
Rau hoa quả
Nông sản khác
Sữa và sản phẩm
Thịt và sản phẩm
Dầu thực vật
Thủy sản
Thức ăn chăn nuôi, vật tư nông nghiệp
CÔNG NGHIỆP
Dệt may
Dược phẩm, Thiết bị y tế
Máy móc, thiết bị, phụ tùng
Nhựa - Hóa chất
Phân bón
Sản phẩm gỗ, Hàng thủ công mỹ nghệ
Sắt, thép
Ô tô và linh kiện
Xăng dầu
DỊCH VỤ
Logistics
Tài chính-Ngân hàng
NGHIÊN CỨU THỊ TRƯỜNG
Hoa Kỳ
Nhật Bản
Trung Quốc
Hàn Quốc
Châu Âu
ASEAN
BẢN TIN
Bản tin Thị trường hàng ngày
Bản tin Thị trường và dự báo tháng
Bản tin Thị trường giá cả vật tư
Tìm
Danh mục
Kinh doanh - Marketing
Kinh tế quản lý
Biểu mẫu - Văn bản
Tài chính - Ngân hàng
Công nghệ thông tin
Tiếng anh ngoại ngữ
Kĩ thuật công nghệ
Khoa học tự nhiên
Khoa học xã hội
Văn hóa nghệ thuật
Y tế sức khỏe
Văn bản luật
Nông lâm ngư
Kĩ năng mềm
Luận văn - Báo cáo
Giải trí - Thư giãn
Tài liệu phổ thông
Văn mẫu
NGÀNH HÀNG
NÔNG NGHIỆP, THỰC PHẨM
Gạo
Rau hoa quả
Nông sản khác
Sữa và sản phẩm
Thịt và sản phẩm
Dầu thực vật
Thủy sản
Thức ăn chăn nuôi, vật tư nông nghiệp
CÔNG NGHIỆP
Dệt may
Dược phẩm, Thiết bị y tế
Máy móc, thiết bị, phụ tùng
Nhựa - Hóa chất
Phân bón
Sản phẩm gỗ, Hàng thủ công mỹ nghệ
Sắt, thép
Ô tô và linh kiện
Xăng dầu
DỊCH VỤ
Logistics
Tài chính-Ngân hàng
NGHIÊN CỨU THỊ TRƯỜNG
Hoa Kỳ
Nhật Bản
Trung Quốc
Hàn Quốc
Châu Âu
ASEAN
BẢN TIN
Bản tin Thị trường hàng ngày
Bản tin Thị trường và dự báo tháng
Bản tin Thị trường giá cả vật tư
Thông tin
Tài liệu Xanh là gì
Điều khoản sử dụng
Chính sách bảo mật
0
Trang chủ
Kỹ Thuật - Công Nghệ
Năng lượng
Thermal hydraulic analysis of core flow bypass in a typical research reactor
Đang chuẩn bị liên kết để tải về tài liệu:
Thermal hydraulic analysis of core flow bypass in a typical research reactor
Hồng Thịnh
236
6
pdf
Không đóng trình duyệt đến khi xuất hiện nút TẢI XUỐNG
Tải xuống
The main objective of nuclear reactor safety is to maintain the nuclear fuel in a thermally safe condition with enough safety margins during normal operation and anticipated operational occurrences. In this research, core flow bypass is studied under the conditions of the unavailability of safety systems. As core bypass occurs, the core flow rate is assumed to decrease exponentially with a time constant of 25 s to new steady state values of 20, 40, 60, and 80% of the nominal core flow rate. | Thermal hydraulic analysis of core flow bypass in a typical research reactor Nuclear Engineering and Technology 51 (2019) 54e59 Contents lists available at ScienceDirect Nuclear Engineering and Technology journal homepage: www.elsevier.com/locate/net Original Article Thermal hydraulic analysis of core flow bypass in a typical research reactor Said M.A. Ibrahim a, Salah El-Din El-Morshedy b, Abdelfatah Abdelmaksoud b, * a Mechanical Engineering Department, Faculty of Engineering, Al-Azhar University, Cairo, Egypt b Reactors Department, Atomic Energy Authority, Cairo, Egypt a r t i c l e i n f o a b s t r a c t Article history: The main objective of nuclear reactor safety is to maintain the nuclear fuel in a thermally safe condition Received 17 April 2018 with enough safety margins during normal operation and anticipated operational occurrences. In this Received in revised form research, core flow bypass is studied under the conditions of the unavailability of safety systems. As core 24 July 2018 bypass occurs, the core flow rate is assumed to decrease exponentially with a time constant of 25 s to Accepted 29 August 2018 Available online 7 September 2018 new steady state values of 20, 40, 60, and 80% of the nominal core flow rate. The thermal hydraulic code PARET is used through these calculations. Reactor thermal hydraulic stability is reported for all cases of core flow bypass. Keywords: Thermalehydraulics © 2018 Korean Nuclear Society, Published by Elsevier Korea LLC. This is an open access article under the MTR reactors CC BY-NC-ND license (http://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/4.0/). Core flow bypass 1. Introduction transient correlations were developed. Housiadas [1] investigated the course of loss of flow transients in pool-type research reactors, Research reactors exist in many countries around the world. with SCRAM disabled. The analysis is performed with a customized Many countries consider
TÀI LIỆU LIÊN QUAN
Multivariate analysis of critical parameters influencing the reliability of thermal-hydraulic passive safety system
Sensitivity analysis of thermal-hydraulic parameters to study the corrosion intensity in nuclear power plant steam generators
Thermal hydraulic analysis of core flow bypass in a typical research reactor
Thermal hydraulic simulations of the Angra 2 PWR
Neutronics characterization of an erbia fully poisoned PWR assembly by means of the APOLLO2 code
Safety analysis methodology for aged candu nuclear reactors
Thermal-hydraulics analysis for VVR-KN fuel lead test using PLTEMP code
A sensitivity study of physical models using in RELAP5 code based on FEBA experimental data
On nuclear-coupled thermal-hydraulic instability analysis of Super-CriticalLight-Water-cooled-reactor (SCLWR)
An analysis of air-water flow phenomena due to a pipe break under sub-atmospheric pressures using TRACE
Đã phát hiện trình chặn quảng cáo AdBlock
Trang web này phụ thuộc vào doanh thu từ số lần hiển thị quảng cáo để tồn tại. Vui lòng tắt trình chặn quảng cáo của bạn hoặc tạm dừng tính năng chặn quảng cáo cho trang web này.