Wynik wyszukiwania
Zapytanie: AWARIA ROZSZCZELNIENIOWA
Liczba odnalezionych rekordów: 6



Przejście do opcji zmiany formatu | Wyświetlenie wyników w wersji do druku | Pobranie pliku do edytora | Przesłanie wyników do modułu analizy | excel | Nowe wyszukiwanie
1/6
Nr opisu: 0000100109
Modelowanie procesów rozprzestrzeniania się wybranych czynników w obudowie bezpieczeństwa reaktora PWR po awarii LOCA. Rozprawa doktorska.
[Aut.]: Magdalena Urszula* Orszulik.
Gliwice, 2015, 138 k., bibliogr. 96 poz.
Politechnika Śląska. Wydział Inżynierii Środowiska i Energetyki. Promotor: prof. dr hab. inż. Jan** Składzień, dr inż. Adam** Fic

energetyka jądrowa ; awaria rozszczelnieniowa ; transport wodoru ; pasywny rekombinator wodoru ; modelowanie CFD

nuclear power engineering ; loss of coolant accident ; hydrogen transport ; passive hydrogen recombiner ; CFD modelling

2/6
Nr opisu: 0000061656
Evaluation of current trends in the development of safety systems for nuclear power plants.
[Aut.]: Tomasz Bury, Jan** Składzień.
-Arch. Energ. 2010 t. 40 nr 1/2, s. 31-50, bibliogr. 9 poz.

elektrownia jądrowa ; bezpieczeństwo jądrowe ; reaktor wodny ciśnieniowy ; awaria rozszczelnieniowa

nuclear power plant ; nuclear safety ; pressurized water reactor ; loss of coolant accident

3/6
Nr opisu: 0000051985   
Model numeryczny i analiza cieplno-przepływowa eksperymentu CASP-3.
[Aut.]: Magdalena Urszula* Piłat, Tomasz Bury.
-Model. Inż. 2009 t. 6 nr 37, s. 233-240, bibliogr. 4 poz.

reaktor wodny ciśnieniowy ; obudowa reaktora ; awaria rozszczelnieniowa ; przepływ ciepła ; eksperyment CASP-3 ; CFD

pressurized water reactor ; reactor containment ; loss of coolant accident ; heat transfer ; CASP-3 experiment ; CFD

4/6
Nr opisu: 0000042177
Numeryczna identyfikacja współczynnika wnikania ciepła od obudowy bezpieczeństwa reaktora AP-600.
[Aut.]: Tomasz Bury.
W: XIII Sympozjum Wymiany Ciepła i Masy, Koszalin-Darłówko, 03-06 września 2007. T. 1. Komitet Termodynamiki PAN, Katedra Techniki Cieplnej i Chłodnictwa Politechniki Koszalińskiej. Koszalin : Wydaw. Uczelniane Politechniki Koszalińskiej, 2007, s. 281-288, bibliogr. 10 poz.

reaktor wodny ciśnieniowy ; obudowa bezpieczeństwa reaktora ; awaria rozszczelnieniowa ; reaktor AP-600 ; symulacja numeryczna

pressurized water reactor ; reactor containment ; loss of coolant accident ; AP-600 reactor ; numerical simulation

5/6
Nr opisu: 0000086908
Wpływ nodalizacji układu lokalizacji awarii na wyniki symulacji awarii rozszczelnieniowej.
[Aut.]: Tomasz Bury.
W: Modelowanie w mechanice. XLIII Sympozjon PTMTS [Polskie Towarzystwo Mechaniki Teoretycznej i Stosowanej], 9-13 lutego 2004. Red. Ewa Opoka. Politechnika Śląska. Wydział Mechaniczny Technologiczny. Katedra Mechaniki Stosowanej. Gliwice : Wydaw. Katedry Mechaniki Stosowanej, 2004, s. 63-68, bibliogr. 7 poz. (Zeszyty Naukowe Katedry Mechaniki Stosowanej ; [Politechnika Śląska] nr 23)

nodalizacja ; awaria rozszczelnieniowa ; proces cieplny ; reaktor jądrowy

nodalization ; loss of coolant accident ; thermal process ; nuclear reactor

6/6
Nr opisu: 0000086907
Wykorzystanie pakietu CFD Fluent w symulacjach awarii typu Loca.
[Aut.]: Tomasz* Burzyński.
W: Modelowanie w mechanice. XLIII Sympozjon PTMTS [Polskie Towarzystwo Mechaniki Teoretycznej i Stosowanej], 9-13 lutego 2004. Red. Ewa Opoka. Politechnika Śląska. Wydział Mechaniczny Technologiczny. Katedra Mechaniki Stosowanej. Gliwice : Wydaw. Katedry Mechaniki Stosowanej, 2004, s. 69-74, bibligor. 6 poz. (Zeszyty Naukowe Katedry Mechaniki Stosowanej ; [Politechnika Śląska] nr 23)

CFD Fluent ; LOCA ; reaktor jądrowy ; mechanika płynów ; awaria rozszczelnieniowa

CFD Fluent ; LOCA ; nuclear reactor ; fluid mechanics ; loss of coolant accident

stosując format:
Nowe wyszukiwanie