On the safety and performance demonstration tests of prototype Gen-IV sodium cooled fast reactor and validation and verification of computational codes

In this paper, the current status of test activities is described briefly and significant results are discussed. The large-scale sodium thermal-hydraulic test program, Sodium Test Loop for Safety Simulation and Assessment-1 (STELLA-1), produced satisfactory results, which were used for the computer codes V&V, and the performance test results of the model pump in sodium showed good agreement with those in water. | On the safety and performance demonstration tests of prototype Gen-IV sodium cooled fast reactor and validation and verification of computational codes

Không thể tạo bản xem trước, hãy bấm tải xuống
TỪ KHÓA LIÊN QUAN
TÀI LIỆU MỚI ĐĂNG
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.