Szczegóły publikacji

Opis bibliograficzny

Termo-hydraulika stanów przejściowych w rdzeniu reaktora jądrowego lekkowodnego ciśnieniowego w zależności od jego skali — Thermohydraulic analysis of transient in pressurized light water reactor's core according to its scale / Katarzyna SKOLIK // W: V sesja naukowa doktorantów Wydziału Energetyki i Paliw : Akademia Górniczo-Hutnicza im. Stanisława Staszica w Krakowie : 25 maj 2017 r. : zeszyt streszczeń. — [Kraków : Wydział Energetyki i Paliw, AGH], [2017]. — S. 25

Autor

Słowa kluczowe

EN: severe accidents
PL: SMRanalizy bezpieczeństwa reaktorów jądrowychenergetyka jądrowa

Dane bibliometryczne

ID BaDAP107510
Data dodania do BaDAP2017-08-03
Rok publikacji2017
Typ publikacjimateriały konferencyjne (aut.)
Otwarty dostęptak
WydawcaAkademia Górniczo-Hutnicza im. Stanisława Staszica w Krakowie

Publikacje, które mogą Cię zainteresować

fragment książki
#98717Data dodania: 28.7.2016
Symulacja rozerwania zimnej nitki obiegu pierwotnego w modelu wzorowanym na reaktorze AP1000, przy użyciu kodu MELCOR — Cold leg break simulation in MELCOR computation code based on AP1000 like reactor model / Mateusz MALICKI // W: IV sesja naukowa doktorantów Wydziału Energetyki i Paliw : Akademia Górniczo-Hutnicza im. Stanisława Staszica w Krakowie : 14 czerwca 2016 r. : zeszyt streszczeń. — [Kraków : Wydział Energetyki i Paliw AGH], [2016]. — S. 11
SzczegółyLink
fragment książki
#98718Data dodania: 28.7.2016
Modelowanie stanów nieustalonych prędkiego reaktora sodowego z użyciem kodu Cast3M — SFR transients modeling with Cast3M / Grzegorz KĘPISTY // W: IV sesja naukowa doktorantów Wydziału Energetyki i Paliw : Akademia Górniczo-Hutnicza im. Stanisława Staszica w Krakowie : 14 czerwca 2016 r. : zeszyt streszczeń. — [Kraków : Wydział Energetyki i Paliw AGH], [2016]. — S. 12
SzczegółyLink