reactor materials – French Translation – Keybot Dictionary
TTN Translation Network
TTN
TTN
Login
Deutsch
Français
Source Languages
Target Languages
Select
Select
Keybot
17
Results
7
Domains
2 Hits
www.osaka-kasei.co.jp
Show text
Show cached source
Open source URL
Advanced topics in conduction, forced convection, natural convection and boiling heat transfer applied to nuclear fuel and nuclear reactor design; heat transfer characteristics of various coolants, moderators, nuclear fuels and
reactor materials
; problems in thermal design of nuclear power reactors.
Compare text pages
Compare HTM pages
Open source URL
Open target URL
Define
rmc-cmr.ca
as primary domain
Ce cours approfondit couvre la conduction, la convection forcée et naturelle, et le transfert de chaleur par ébullition, tels qu'appliqués au design des combustibles et des réacteurs nucléaires. On y traite des caractéristiques de transfert de chaleur de divers caloporteurs et modérateurs, des combustibles nucléaires et des matériaux des réacteurs. Des problèmes dans la conception thermique de réacteurs nucléaires de puissance sont étudiés.
www.sckcen.be
Show text
Show cached source
Open source URL
We are analysing the radiation impact on equipment, robotics and essential materials under extreme conditions. This is of great significance because in a nuclear fusion
reactor materials
are exposed to much more extreme conditions than in a traditional nuclear fission reactor.
Compare text pages
Compare HTM pages
Open source URL
Open target URL
Define
sckcen.be
as primary domain
Plusieurs centres de recherche de par le monde - dont le SCK•CEN - unissent leurs efforts dans le but de mener ce projet à bonne fin. Nous effectuons de la recherche sur les effets des radiations dans des conditions extrêmes sur l'appareillage, la robotique et les matériaux cruciaux. Ceci est capital car dans un réacteur de fusion les matériaux sont soumis à des conditions encore plus extrêmes que dans un réacteur traditionnel de fission.
3 Hits
www.eacl-aecl.ca
Show text
Show cached source
Open source URL
The SSUSTCF or Creep Facility was designed to support deformation/creep studies on
reactor materials
such as zirconium and inconel alloys, using irradiated and unirradiated small-scale material specimens.
Compare text pages
Compare HTM pages
Open source URL
Open target URL
Define
aecl.ca
as primary domain
L'installation d'étude du fluage thermique de contrainte uniaxe à spécimen unique (IEFTCUSU) d'EACL se trouve à la Direction de la technologie de déformation dans les Laboratoires de Chalk River. L'IEFTCUSU a été conçue pour qu'on puisse y mener des études sur les matériaux utilisés dans les réacteurs, par exemple des alliages de zirconium et l'Inconel, à l'aide de spécimens à petite échelle de matériaux irradiés et non irradiés. Cette installation offre la possibilité d'élaborer des équations prédictives pour l'entretien et la conception de composantes de canaux de combustible de réacteurs CANDU®.