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International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20
International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20
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1.
Assessing the reliability of seismic base isolators for innovative power plantproposals
机译:
评估创新型发电厂地震基础隔离器的可靠性提案
作者:
Leone Corradi
;
Marco Domaneschi
;
Chiara Guiducci
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Seismic analysis;
base isolation;
NPP seismic safety;
2.
Soil Remediation for Seismic Design of Independent Spent Fuel Storage Installation (ISFSI) Pad
机译:
独立的乏燃料存储装置(ISFSI)垫的抗震设计的土壤修复
作者:
TripathiBhasker (Bob) P.
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
ISFSI Pad;
Seismic;
Soil Remediation;
Soil Mixing;
Compaction;
Grouting;
3.
Seismic Analysis for a Reactor Building with High Frequency Ground Motion
机译:
高频地震动反应堆建筑物的地震分析
作者:
Richard Chen
;
Tarek Aziz
;
Sudip Adhikari
;
George Stoyanov
;
Wei Liu
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
High Frequency Effects;
Seismic Wave Incoherency;
Multiple Sets of Time Histories;
Uniform Hazard Spectrum (UHS);
Soil-Structure Interaction (SSI);
Seismic Analysis;
4.
Probabilistic fracture mechanics: PTS Screening criteria for RT_(NDt), application of FAVOR code to a German KONVOI plant
机译:
概率断裂力学:RT_(NDt)的PTS筛选标准,将FAVOR代码应用于德国KONVOI工厂
作者:
Ralf Tiete
;
Norbert Schluter
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Probabilistic fracture mechanics;
reactor pressure vessel;
FAVOR;
PTS Screening Criteria;
RT_(NDT);
5.
Safety Margins in Mechanical Integrity Assessments for Passive NPPComponents
机译:
被动NPP的机械完整性评估中的安全裕度组件
作者:
Ardillon Emmanuel
;
Meister Eric
;
Faidy Claude
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Safety margin;
Safety factor;
Structural Reliability;
probabilistic analysis;
deterministic analysis;
Fracture Mechanics;
Structural integrity;
6.
PROSIR and LWR Reactor Vessel Safety Margins
机译:
PROSIR和LWR反应堆容器的安全裕度
作者:
Claude Faidy
;
Alejandro Huerta
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Structural Integrity;
LWR;
Reactor Pressure Vessel;
probabilistic analysis;
7.
Challenges in the Application of Probabilistic Safety Goals for Nuclear PowerPlants
机译:
概率安全目标在核电中的应用面临的挑战植物
作者:
Jan-Erik Holmberg
;
Michael Knochenhauer
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
probabilistic safety goals;
risk criteria;
PSA;
PRA;
8.
REACTOR COOLANT SYSTEM STRENGTH AND RELIABILITY AND SAFETY PROBLEMS
机译:
反应堆冷却剂系统的强度以及可靠性和安全性问题
作者:
V.P. Semishkin
;
S.B.Ryzhov
;
V.A.Mokhov
;
V.A.Piminov
;
V.A.Grigoriev
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
safety;
strength;
reliability;
damage;
failure;
9.
THE SEISMIC FRAGILITY ASSESSMENT OF THE FEED WATER TANKS PLANT USING ROBUST PREDICTION CONCEPT OF STRUCTURALRESPONSE
机译:
基于结构的稳健预测概念的给水储罐厂地震易损性评估响应
作者:
P. Varpasuo
;
J. Kahkonen
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Robust Fragility Assessment;
Structural Response;
Uncertainty Quantification.;
10.
Development of a Reliability Data Handbook for Piping Components in NordicNuclear Power Plants
机译:
北欧管道系统可靠性数据手册的开发核电厂
作者:
Anders Olsson
;
Vidar Hedtjaern Swaling
;
Bengt Lydell
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
R-Book;
Reliability Data;
Handbook;
NPSAG;
Damage Mechanism;
Failure rate;
Rupture;
Leakage;
11.
A Procedure for the Computation of Seismic Fragility of Equipment Components in NPPs
机译:
核电厂设备部件地震易损性的计算程序
作者:
Federico Perotti
;
Marco Domaneschi
;
Silvia De Grandis
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Seismic fragility;
Isolation techniques;
Dynamic analysis;
12.
Seismic Isolation of the IRIS NSSS Building
机译:
IRIS NSSS大楼的隔震
作者:
F. Perotti
;
L. Corradi dellAcqua
;
M. Domaneschi
;
M. Forni
;
A. Poggianti
;
et al
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Seismic analysis;
Isolation systems;
NPP seismic safety;
IRIS;
13.
Estimation of Leak and Break Frequencies for Probabilistic Safety Analyses ofPiping Systems
机译:
泄漏概率的概率安全分析估计。管道系统
作者:
Rainer Gersinska
;
Hans Grebner
;
Juergen Sievers
;
Leopold Weil
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
leak and break frequencies;
probabilistic safety analyses;
piping system;
NPP;
14.
A New Loose Part Monitoring Technique on a Reactor Pressure BoundaryStructure
机译:
反应堆压力边界松动零件监测的新技术结构体
作者:
Jin-Ho Park
;
Doo-Byung Yoon
;
Young-Chul Choi
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
shell structure;
impact;
source localization;
time-of-arrival-difference (TOAD);
group velocity;
Wigner-Ville distribution;
15.
Development and In-reactor Verification of Three Types of Advanced Nuclear Fuels for PWRs
机译:
三种用于压水堆的先进核燃料的开发和反应器内验证
作者:
Young Ki Jang
;
Kyeong Lak Jeon
;
Yong Hwan Kim
;
Jae Ik Kim
;
Jung Cheol Shin
;
et al
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Advanced;
Nuclear;
Fuel;
In-reactor;
Performance;
Verification;
16.
Development of Risk-Informed In-Service Inspection (RI-ISI) requirements atSTUK
机译:
制定有关风险的在役检查(RI-ISI)要求斯图克
作者:
Ari Julin
;
Jouko Marttila
;
Ilkka Niemelae
;
Rainer Rantala
;
Olavi Valkeajaervi
;
et al
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Risk Informed Regulation;
Risk Informed Safety Management;
Risk Informed In-Service Inspection;
17.
Monitoring Pipe Thinning using Two Accelerometers
机译:
使用两个加速度计监控管道细化
作者:
Young-Chul Choi
;
Doo-Byung Yoon
;
Jin-Ho Park
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Pipe thinning is one of the major issues for the structural fracture of pipes of nuclear power plants. Therefore a method to inspect a large area of piping systems quickly and accurately is needed. In this paper, we proposed the method for monitoring pipe thinning. Our basic idea come from that a group velocity of impact wave is different as wall thickness. If the group velocity is measured, wall thickness can be estimated. To obtain the group velocity, time-frequency analysis is used. This is because an arrival time difference can be measured easily in time-frequency domain rather than time domain. To test the performance of this technique, experiments have been performed for a plate and U type pipe. Results show that the proposed technique is quite powerful in the monitoring pipe thinning.;
18.
Statistical Assessment Method for the Optimization ofthe Inspection Need for Nuclear Steam GeneratorsBased on Existing Inspection Data
机译:
优化的统计评估方法核蒸汽发生器的检查需求根据现有检验数据
作者:
Kim Wallin
;
Rainer Voskamp
;
Jan Schmidbauer
;
Henner Ostermeyer
;
Gerhard Nagel
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Steam generator;
Statistical assessment;
Inspection optimization;
Plugging criteria;
19.
The complex approach to the determination of NPP Steam Generators Heat-Exchange Tubes Plugging Criterion (NPP SG HET PC) on the basis of analyses of the processes of the tubes damaging during NPP operation
机译:
在分析NPP运行过程中管道损坏的过程的基础上,确定NPP蒸汽发生器热交换管道堵塞标准(NPP SG HET PC)的复杂方法
作者:
G.P.Karzov
;
S.A.Suvorov
;
V.A.Fedorova
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
20.
DEVELOPMENT OF NEUTRON SHIELDING MATERIALS FOR HIGH BURN UP NUCLEAR FUEL STORAGE FACILITIES
机译:
高燃耗核燃料储存设施的中子屏蔽材料的开发
作者:
Herve Issard
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
21.
Site-specific ground motion models for soil sites with thick sedimentary layers
机译:
具有厚沉积层的土壤场地的特定场地地面运动模型
作者:
Jochen Schwarz
;
Christian Golbs
;
Christian Kaufmann
;
Gebhard Roth
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
instrumental site classification;
strong-motion database;
ground motion prediction model;
site-specific seismic action;
soil sites with thick sedimentary layers;
single station approach;
22.
Reliability Analysis of Slope Stability at Nuclear Power Plant Site
机译:
核电站厂区边坡稳定性的可靠性分析
作者:
Weijun Wang
;
Carl Costantino
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Slope Stability;
Uncertainty and variability;
Probability;
Reliability index;
23.
Seismic Performance Assessment for Safety-Related Nuclear Structures
机译:
安全相关核结构的抗震性能评估
作者:
Yin-Nan Huang
;
Andrew S. Whittaker
;
Nicolas Luco
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
base isolation;
nuclear power plant;
performance assessment;
scaling of ground motions;
seismic risk;
24.
Seismic Fragility of a Civil Engineering Structure
机译:
土木工程结构的地震易碎性
作者:
Ajai S. Pisharady
;
Prabir C. Basil
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Seismic fragility;
Pushover analysis;
lateral storey drift;
Framed structure;
SPSA;
25.
Fragility Functions for Seismic Performance Assessment of Safety-Related Reinforced Concrete Nuclear Structures
机译:
安全相关的钢筋混凝土核结构抗震性能评估的脆弱性函数
作者:
Cevdet K. Gulec
;
Andrew S. Whittaker
;
John Hooper
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
reinforced concrete;
squat;
wall;
fragility;
26.
On the Treatment of Dependency of Seismically Induced Component Failures inSeismic PRA
机译:
地震引起的零件失效相关性的处理地震PRA
作者:
Kliigel Jens-Uwe
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Seismic Probabilistic Risk Assessment;
Component Failures;
Dependent Dynamic Response;
27.
Component Degradation Effect on Seismic Risk of NPP
机译:
组分降解对核电厂地震风险的影响
作者:
In-Kil Choi
;
Minkyu Kim
;
Jin-Hee Park
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Seismic Risk;
SPRA;
Seismic Hazard;
Initiating Events;
28.
Effects of AAR on Seismic Assessment of Nuclear Power Plantsfor Life Extensions
机译:
AAR对核电厂抗震评估的影响延长寿命
作者:
Julia Tcherner
;
Tarek S. Aziz
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Alkali Aggregate Reaction;
AAR;
Seismic Margin Assessment;
Concrete;
Reactor Building;
Containment Structure;
29.
Seismic risk analysis utilizing the PGA and PGV simultaneously as groundmotion measures
机译:
同时利用PGA和PGV进行地震风险分析运动措施
作者:
Seiichiro Fukushima
;
Takayuki Hayashi
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Risk analysis;
Fragility;
Ground motion measure;
PGA;
PGV;
30.
Insights gained from the Beznau Seismic PSA
机译:
贝兹瑙地震PSA获得的见解
作者:
Martin Richner
;
Sener Tinic
;
Mayasandra Ravindra
;
Robert Campbell
;
Farzin Beigi
;
et al
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Seismic PSA;
Seismic LERF;
Importance of Seismic to Risk;
31.
Experience from a Seismic Probabilistic Safety Assessment of a German PWR
机译:
德国PWR地震概率安全评估的经验
作者:
Theodor Bloem
;
Ralf Obenland
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Earthquake;
Probabilistic Safety Assessment;
Seismic Hazard;
Electrical Equipment;
Mechanical Equipment;
Fragility Analysis Method;
Fragility Curve;
32.
Improvement of the Seismic Fragility Analysis by Use of the Methods of Structural Reliability and Safety Analysis
机译:
利用结构可靠性和安全性分析方法改进地震脆性分析
作者:
Dietrich Klein
;
Fritz-Otto Henkel
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Fragility analysis;
scaling method;
structural reliability and safety analysis;
33.
Results and Insights from Interim Seismic Margin Assessment of the Advanced CANDU Reactor~(™) (ACR~(™)) 1000 Reactor
机译:
先进CANDU Reactor〜(™)(ACR〜(™))1000反应堆临时抗震裕度评估的结果和见解
作者:
T. Ha
;
U. Menon
;
T. Ramadan
;
P. Santamaura
;
M. Elgohary
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
ACR-1000;
CANDU;
Seismic Margin Assessment;
HCLPF;
Severe Core Damage;
34.
Adjusting the Fragility Analysis Method to the Seismic Hazard Input,Part I: The Intensity-based method
机译:
调整脆性分析方法以适应地震危险输入,第一部分:基于强度的方法
作者:
Kluegel Jens-Uwe
;
Attinger Richard
;
Rao Shobha
;
Vaidya Nish
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Seismic Probabilistic Risk Assessment;
Fragility Analysis;
Probabilistic Seismic Hazard Analysis;
Macroseismic Method;
35.
Adjusting the Fragility Analysis Method to the Seismic Hazard Input,Part II: The Energy absorption method
机译:
调整脆性分析方法以适应地震危险输入,第二部分:能量吸收法
作者:
Kluegel Jens-Uwe
;
Attinger Richard
;
Rao Shobha
;
B. Vaidya Nish
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Seismic Probabilistic Risk Assessment;
Fragility Analysis;
Probabilistic Seismic Hazard Analysis;
Energy Conservation Principle;
36.
Longevity Curves for Probabilistic Lifetime Assessment
机译:
寿命寿命评估的寿命曲线
作者:
Philippe MONETTE
;
Pierre JOLY
;
Vincent ROUX
;
Jean-Michel THIRY
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Longevity;
Fragility;
Probabilistic;
Ageing;
37.
Benchmark Exercise on Risk-Informed In-Service Inspection Methodologies
机译:
风险知情的在役检查方法的基准练习
作者:
Kaisa Simola
;
Luca Gandossi
;
Alejandro Huerta
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Risk-informed ISI;
piping;
failure probability;
PSA;
38.
A Quantitative Method for RI-ISI Assessment
机译:
RI-ISI评估的定量方法
作者:
Ilkka Maennistoe
;
Otso Cronvall
;
Kaisa Simola
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
risk;
RI-ISI;
inspection;
probabilistic fracture mechanics;
39.
Load factor in case when separating aleatory uncertainty andepistemic uncertainty
机译:
分离临时不确定性和认知不确定性
作者:
Takeshi Ugata
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Load and resistance factor design;
Aleatory uncertainty;
Epistemic uncertainty;
Attenuation;
40.
Thermal Hydraulic Analysis for Accidents in OPR1000 and Evaluation of Uncertainty for PSA
机译:
OPR1000中事故的热工水力分析和PSA的不确定度评估
作者:
Tae-jin Kim
;
Yun-je Cho
;
Ho-gon Lim
;
Goon-cherl Park
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
PSA;
Response Surface Method;
Thermal Hydraulic Analysis;
LBLOCA;
41.
Update on Canadian Regulatory Oversight of Ageing Management for Nuclear Power Plants
机译:
加拿大对核电厂老化管理的监管监督的最新情况
作者:
Ken Kirkhope
;
Andrei Blahoianu
;
Gerry Frappier
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
42.
Ageing Management Program A key Issue for Operating plants and New Design
机译:
老化管理计划是运营工厂和新设计的关键问题
作者:
Claude Faidy
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Structural Integrity;
Nuclear Power Plant;
Ageing Management;
43.
Korean Experience in Aging Management for LTO of NPP
机译:
韩国核电厂LTO老化管理方面的韩国经验
作者:
Tae-Ryong Kim
;
Kyoung-Soo Lee
;
Sung-Ho Lee
;
Jong-Jooh Kwon
;
Hong-Key Kim
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Aging management;
SGMP;
Alloy 600;
Dissimilar metal weld;
Aging monitor;
TLAA;
44.
APPLICATIONS OF THE TVO PIPING AND COMPONENT ANALYSIS ANDMONITORING SYSTEM (PAMS)
机译:
TVO管道的应用及成分分析与监控系统(PAMS)
作者:
Paul Smeekes
;
Olli Kuuluvainen
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
piping;
database;
monitoring;
RI-ISI;
fatigue;
45.
Reactor plant equipment ageing management using SACOR residual life automated control system
机译:
使用SACOR剩余寿命自动控制系统的反应堆设备老化管理
作者:
A.V.Bogachev
;
V.Ya.Berkovich
;
B.N.Dranchenko
;
D.B.Muravin
;
V.P.Semishkin
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
service life;
equipment;
stresses;
calculation;
NPP;
operation;
46.
Activities of OECD/NEA in the Field of Integrity and Ageing of Components and Structures
机译:
OECD / NEA在完整性和部件和结构老化方面的活动
作者:
Andrei Blahoianu
;
Alejandro Huerta
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Integrity;
Ageing Management;
Degradation Mechanism;
Long Term Operation;
47.
Methodology research on prediction for operating lifetime of PWR RPV
机译:
压水堆RPV使用寿命预测方法的研究。
作者:
Yinbiao He
;
Wanping Zhang
;
Ming Cao
;
Qiuping Shen
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
RPV;
Residual lifetime;
P-T Limits;
PTS;
48.
A proposal for a unified model on Nuclear Power Plant Life Management
机译:
关于核电厂寿命管理统一模型的建议
作者:
Paolo Contri
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
nuclear plants;
operation;
plant life management;
maintenance;
49.
The Proactive Management of Materials Degradation (PMMD) and Enhanced Structural Reliability
机译:
主动管理材料降解(PMMD)和增强的结构可靠性
作者:
S.R. Doctor
;
L.J. Bond
;
S.E. Cumblidge
;
A.B. Hull
;
S.N. Malik
;
et al
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
structural reliability;
life beyond 60;
proactive management;
aging;
corrosion;
NDE;
ISI;
materials degradation;
PMMD;
50.
Considerations Related to Long-Term Operation for CANDU 6 NPP
机译:
有关CANDU 6 NPP长期运行的注意事项
作者:
Mihail COJAN
;
Corina MOCANU
;
Gheorghe FLORESCU
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
LTO;
PLiM Program;
CANDU 6;
Cernavoda NPP;
INR Pitesti;
RD Support;
51.
Service Life Management System of Concrete Structures in Nuclear PowerPlants
机译:
核电混凝土结构使用寿命管理系统植物
作者:
Erkki Vesikari
;
Jari Puttonen
;
Vesa Hiltunen
;
Aki Mattila
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
management system;
concrete structures;
nuclear power plants;
52.
Monitoring Relative Humidity and Temperature for Life-Time Assessment ofSandwich-Type Concrete Structures
机译:
监测相对湿度和温度以进行生命周期评估夹心式混凝土结构
作者:
Fahim Al-Neshawy
;
Esko Sistonen
;
Jukka Piironen
;
Susanna Peltola
;
Jari Puttonen
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Monitoring;
Thermal;
Humidity;
Life-time assessment;
Facades;
53.
Aging problems and residual life time evaluation of the WWER-1000 MWcontainment shell structure
机译:
WWER-1000 MW的老化问题和剩余寿命评估密闭壳结构
作者:
Dimitar Stefanov
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Aging problems;
Containment;
Prestressing system;
Monitoring;
54.
Development of Integrity Evaluation Program for Pipe Wall Thinning
机译:
管壁薄化完整性评估程序的开发
作者:
Sung Ho Lee
;
Tae Ryong Kim
;
Chi Yong Park
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Thinned pipe;
Integrity evaluation;
ASME Code Case N-597;
Owner's evaluation methodology;
55.
Ageing Management of Steam Generator Internals
机译:
蒸汽发生器内部构件的老化管理
作者:
Koenig Guenter
;
Schoeckle Friedrich
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
nuclear;
power plant;
steam generators;
tubes;
ageing;
ageing management;
integrity;
monitoring;
preventive maintenance;
56.
German Nuclear Power Plants Utility Ageing Management -Long Term Fatigue Evaluation of Safety Relevant Components
机译:
德国核电厂公用事业老化管理-安全相关组件的长期疲劳评估
作者:
Reese Sven H.
;
Seichter Johannes
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Plant Life Management;
Ageing Management;
Long Time Fatigue Analysis;
57.
Microbially Influenced Corrosion in Cooling Water Systems - Development of a New Protection Concept for System Components Conveying Brackish Water
机译:
冷却水系统中受微生物影响的腐蚀-输送微咸水的系统组件的新保护概念的发展
作者:
Erika Nowak
;
Simone Bartels
;
Tobias Richter
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Microbially Influenced Corrosion (MIC);
Cooling water systems;
Material concept;
Coating;
Cathodic protection;
58.
Fabrication Flaw Density and Distribution in Piping Weldments1
机译:
管道焊缝的制造缺陷密度和分布1
作者:
Steven R. Doctor
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
fabrication flaws;
piping weldments;
austenitic stainless steel;
dissimilar metal welds;
59.
Fabrication Flaw Density and Distribution in Weld Repairs1
机译:
焊缝修复中的加工缺陷密度和分布1
作者:
Steven R. Doctor
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Fabrication flaws;
weld repairs;
reactor pressure vessels;
dissimilar metal welds;
60.
Repair and Strengthening of Damaged Reinforced Concrete Slabs With CFRP
机译:
CFRP修复和加固受损钢筋混凝土板
作者:
D. Dauffer
;
A. Limam
;
D.T. Nguyen
;
J.M. Reynouard
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
RC slab;
CFRP;
combined loads;
reinforcement;
repair;
membrane load;
bending load;
61.
A Model to Monitoring Real-time Fracture of Concrete Subjected to the Loadfrom Tendons by AE Technique
机译:
荷载作用下混凝土实时断裂监测模型从肌腱通过AE技术
作者:
Yu-Cheng Kan
;
Kuang-Chih Pei
;
S.-Y. Chen
;
Tsong Yen
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Fracture;
pre-stressed concrete;
bearing plate;
acoustic emission;
62.
Performance Surveillance of Gentilly-1 Reactor Building GFRP Repair Using Fiber Optic Sensors and Strain Gauges
机译:
使用光纤传感器和应变仪对Gentilly-1反应堆建筑GFRP维修进行性能监视
作者:
Julia Tcherner
;
Tarek S. Aziz
;
Daman K. Panesar
;
Marc Demers
;
Kenneth W. Neale
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Reactor;
Ring Beam;
Concrete;
Aging;
Monitoring;
Strain gauge;
Repair;
Fibre reinforced polymers;
Fibre optic sensors;
63.
Technical Challenges related to the Spent Nuclear Fuel Dry Cask Storage/Transportation Analysis and Design
机译:
与乏核燃料干桶储存/运输分析和设计有关的技术挑战
作者:
Tripathi Bhasker (Bob) P.
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Spent Nuclear Fuel;
Dry Cask Storage;
Storage and Transportation;
Technical Challenges;
64.
Optical Strain Measurement of Plastic Strain Localization in Nuclear WasteCopper Canisters
机译:
核废料中塑性应变局部化的光学应变测量铜罐
作者:
Kati Savolainen
;
Tapio Saukkonen
;
Hannu Hanninen
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Copper;
Weld;
Plastic strain;
Localization;
65.
Stability Analysis of Storage of Spent Fuel in stack of Trays in Pool
机译:
池中托盘堆中乏燃料存储的稳定性分析
作者:
O P Singh
;
P. P. Karkhanis
;
K. Agarwal
;
K. N. S. Nair
;
G. R. Reddy
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
1.Spent fuel bundle;
2.Fuel pool;
3.storage trays;
66.
Modelling the Aging of Concrete as a Technical barrier in Nuclear WasteDisposal Facilities
机译:
模拟混凝土老化作为核废料中的技术障碍处置设施
作者:
Olli-Pekka Kari
;
Jari Puttonen
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Modelling, Aging;
Concrete degradation;
Interaction;
Finite element method;
67.
Summary of SMIRT20 Preconference Topical Workshop -Identifying Structural Issues in Advanced Reactors
机译:
SMIRT20会议前专题研讨会摘要-识别先进反应堆中的结构性问题
作者:
William Richins
;
Stephen Novascone
;
Cheryl OBrien
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Advanced Reactors;
Workshop;
Structural;
Material;
Graphite;
Analysis;
68.
The Challenge of Nuclear Reactor Structural Materials for Generation IV Nuclear Energy Systems
机译:
核反应堆结构材料对第四代核能系统的挑战
作者:
LI Chengliang
;
YANG Mengjia
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Generation IV Nuclear Energy Systems;
Belt Zone;
Structural Materials;
Novel Alloy;
Advanced Stainless Steels;
69.
The Finnish Sustainable Energy (SusEn) project on New Type Nuclear Reactors(NETNUC)
机译:
新型核反应堆的芬兰可持续能源(SusEn)项目(NETNUC)
作者:
Riitta Kyrki-Rajamaki
;
Rainer Salomaa
;
Timo Vanttola
;
Heikki Suikkanen
;
Tuomas Viitanen
;
et al
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
research projects;
Gen IV reactors;
fast reactors;
gas-cooled reactors;
supercritical water reactors;
modelling;
materials;
70.
Thermal Hydraulic Transient Analysis of the High Performance Light Water Reactor Using APROS and SMABRE
机译:
基于APROS和SMABRE的高性能轻水反应堆热工瞬态分析。
作者:
Joona Kurki
;
Malla Seppala
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
High Performance Light Water Reactor;
supercritical pressure;
thermal hydraulics;
transient analysis;
APROS;
SMABRE;
71.
Generation Ⅳ Material Issues - Case SCWR
机译:
第四代重大问题-案例SCWR
作者:
Sami Penttilae
;
Aki Toivonen
;
Liisa Heikinheimo
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
GenⅣ;
supercritical water;
corrosion;
stress corrosion cracking;
austenitic alloys;
ODS steel;
SSRT;
72.
Material Challenges of the new Advanced Gas Cooled Systems
机译:
新型先进气体冷却系统的材料挑战
作者:
Derek Buckthorpe
;
M. Davies
;
J Ali
;
Y. Lejeail
;
J. Hegeman
;
et al
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
VHTR;
GFR;
metals;
composites;
experiments;
irradiation;
high temperature;
vessel;
core;
73.
A High Temperature Gas Loop to Simulate VHTR and Nuclear HydrogenProduction System
机译:
模拟VHTR和核氢的高温气体回路生产系统
作者:
Yong Wan Kim
;
Chan Soo Kim
;
Sung Deok Hong
;
Won Jae Lee
;
Jonghwa Chang
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
VHTR;
Hydrogen;
Gas Loop;
Sulfur acid;
Process Heat Exchanger;
74.
RCC-MR 07 CODE : SPECIFICITIES AND RECENT DEVELOPMENTS
机译:
RCC-MR 07规范:特殊性和最新发展
作者:
D. Bonne
;
O. Gelineau
;
M. Sperandio
;
B. Drubay
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
RCC-MR;
Sodium Fast Reactor;
SFR;
ITER;
75.
Computational Assessment of the Reactor Vessel Cooling Options in a prismaticcore VHTR
机译:
棱柱形反应堆容器冷却方案的计算评估核心VHTR
作者:
Min-Hwan Kim
;
Nam-il Tak
;
Won Jae Lee
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
VHTR;
Reactor pressure vessel;
Vessel cooling;
Insulation;
76.
Preliminary analysis of the structural effects due to dynamic loads of the isolated next generation lead cooled reactor
机译:
隔离的下一代铅冷却反应堆动态载荷引起的结构效应的初步分析
作者:
Rosa Lo Frano
;
Giuseppe Forasassi
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Generation IV reactors;
Seismic loads;
Isolators;
Sloshing phenomenon;
77.
Impact of Engineered Safety Features on AHWR Containment
机译:
工程安全功能对AHWR围堵的影响
作者:
I.Thangamani
;
Anu Dutta
;
Vishnu Verma
;
R.K.Singh
;
A.K.Ghosh
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
AHWR Containment;
Engineered Safety Features;
pressure - temperature response in containment;
leakage;
source term;
78.
Study on steam generator helical tube integrity assessment of HTR
机译:
HTR蒸汽发生器螺旋管完整性评估研究
作者:
Dong Jianling
;
Xu Yu
;
Fu Jiyang
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
Steam generator;
Tube;
Integrity assessment;
79.
Some Experiences from HDR V31.1 and Applied LOCA Analyses on BWR and PW
机译:
HDR V31.1的一些经验以及BWR和PW的应用LOCA分析
作者:
Kenth Nilsson
会议名称:
《International conference on structural mechanics in reactor technology;SMiRT 20》
|
2011年
关键词:
FSI;
HDR;
RPV;
LOCA;
ADINA-FSI;
ADINA-CFD;
ADINA;
Blowdown;
Acoustic;
Coupled;
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