Wyniki wyszukiwania - BazTech

Ograniczanie wyników

Powiadomienia systemowe

Sesja wygasła!

Znaleziono wyników: 3

Liczba wyników na stronie

Wyniki wyszukiwania

Wyszukiwano:
w słowach kluczowych: reaktor nuklearny

Sortuj według:

Ogranicz wyniki do:

Co należy wiedzieć o energetyce jądrowej

Marzec A.

Czysta Energia

2011

Nr 7-8

18-19

The effect of material properties on the temperature distribution in a nuclear fuel rod

Lahssuny Y., Pluta Z.

Prace Naukowe Politechniki Warszawskiej. Mechanika

2003

z. 202

107--118

This paper presents an efficient method of modeling and simulation of heat conduction and temperature distribution in a nuclear fuel rod. A modified Du Fort-Frankel finite difference scheme in conjunction with the control volume method were developed and applied to obtain the temperature was included in the model. A comparison between the solutions of the conduction equations with dependence and independence of the materials properties on temperature was made. Significant improvements over the usually used formulations and solution of the problem have been achieved. The proposed model and its numerical solution can be easily coupled to light water reactor safety analysis codes.

W referacie przedstawiono efektywną metode modelowania rozkładów temperatury wewnątrz elementu paliwowegoreaktora nuklearnego PWR. W analizie promieniowych rozkładów temperatury wykorzystano własny schemat numeryczny będący połączeniem metody różnic skończonych DuFort-Frankela z metodą objętości kontrolnej. Uwzględniono zmienność parametrów termofizycznych materiałów wraz z temperaturą, w szczególności przewodności cieplnej dwutlenku uranu stanowiącego właściwy element paliwowy, jak i koszulki osłony wykonanej ze stopu Zr-1%Nb. Uzyskane wyniki porównano z wynikami obliczeń, w których parametry termofizyczne materiałów zostały przyjęte jako stałe dla średniej temperatury danego elementu. Zaproponowany model moze być wykorzystany w programach analizujących bezpieczeństwo działania wodnych reaktorów nuklearnych.

Niezawodność dużych nieliniowych układów konstrukcyjnych : wybrane studium

Postek E., Kleiber M.

Przegląd Mechaniczny

2002

nr 5

32-37

Przedstawiono sposób postępowania podczas szacowania niezawodności dużych nieliniowych układów konstrukcyjnych, nacisk położono na zastosowanie metody różniczkowania bezpośredniego (DDM), jako przykład wybrano żelbetową konstrukcję budynku osłonowego reaktora nuklearnego.

A procedure of estimation of the reliability of large non-linear structural systems. Emphasis laid on the application of the direct differentiating method (DDM). A selected example is the ferro-concrete structure of a shielding building for nuclear reactor.