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International congress on advances in nuclear power plants
International congress on advances in nuclear power plants
召开年:
2014
召开地:
Charlotte, NC(US)
出版时间:
-
会议文集:
-
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1.
MEMBERSHIP IN THE AMERICAN NUCLEAR SOCIETY
机译:
美国核学会会员
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
2.
About ICAPP
机译:
关于ICAPP
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
3.
Structural Model Comparison for Pressurized Water Reactor Containment Building
机译:
压水堆安全壳建筑结构模型比较
作者:
P. Chandran
;
B. Torkian
;
C. Morrow
;
B. Ratnagaran
;
Shi Lu
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
4.
The fuel-self-sustaining RBWR-Th core concept and parametric studies
机译:
燃料自给自足的RBWR-Th核心概念和参数研究
作者:
Phillip M. Gorman
;
Guanheng Zhang
;
Jeffrey E. Seifried
;
Christopher R. Varela
;
Jasmina L. Vujic
;
Ehud Greenspan
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
5.
Human Factors Engineering Program Implementation Recommended Practices for Nuclear Power Plant Licensing Applicants
机译:
人为因素工程计划实施核电厂执照申请人的推荐做法
作者:
Daniel Casas
;
Luis Rejas
;
Fernando Ortega
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
6.
Analysis of the CABRI-1 Single Fuel Pin LOF Experiment BI1 with SAS-SFR Code including Two-phase Sodium Behaviour
机译:
具有两相钠行为的SAS-SFR代码的CABRI-1单燃料销LOF实验BI1的分析
作者:
Sara Perez-Martin
;
Werner Pfrang
;
Maxime Haselbauer
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
7.
Human Performance Enhancement Methods from Analyzing Employees' Survey in Nuclear Power Plants
机译:
从核电厂员工调查分析中提高人类绩效的方法
作者:
Jeonejin Park
;
Chanho Sung
;
Younggab Kim
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
8.
Design AES-2006 - Concept Solutions
机译:
设计AES-2006-概念解决方案
作者:
Andrey Anokhin
;
Ivan Doshchuk
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
9.
Component Qualification - An Essential Element for the Safe Operation of Nuclear Power Plants
机译:
组件鉴定-核电厂安全运行的基本要素
作者:
Darryl Gordon
;
Holger Schmidt
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
10.
Turbine Bypass Piping Supports Failure and Root Cause Analyses Using CFD and Non-linear FEM
机译:
涡轮旁路管道支持使用CFD和非线性FEM进行故障和根本原因分析
作者:
Stefan Nicolici
;
Radu Bilegan
;
Alexandra Gheorghita
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
11.
Comparison of Homogeneous and Heterogeneous CFD Fuel Models for Phase Ⅰ of the IAEA CRP on HTR Uncertainties Benchmark
机译:
基于HTR不确定度基准的IAEA CRPⅠ期同质和异质CFD燃料模型的比较
作者:
Su-Jong Yoon
;
Gerhard Strydom
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
12.
Innovative Control Strategy for the Fast-Runback Transient in a Sodium-Cooled Small Modular Reactor
机译:
钠冷小型模块化反应堆中快速倒退瞬态的创新控制策略
作者:
R. Ponciroli
;
S. Passerini
;
A. Cammi
;
L. Luzzi
;
R. Vilim
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
13.
Integral Inherently Safe Light Water Reactor (I~2S-LWR) Concept: Integral Vessel Layout
机译:
整体固有安全轻水堆(I〜2S-LWR)概念:整体容器布局
作者:
Matthew J Memmott
;
Matthew Marchese
;
Bojan Petrovic
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
14.
Soil Structure Interaction Analysis of a Boiling Water Reactor Building
机译:
沸腾反应堆建筑物的土壤结构相互作用分析
作者:
B. J. Ratnagaran
;
B. Torkian
;
P. Chandran
;
S. Lu
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
15.
Study of power and cooling criteria for selecting SA groups in the simulation of accidental transients in sodium fast reactors with the SAS-SFR code
机译:
使用SAS-SFR代码研究钠快堆事故瞬态模拟中选择SA组的功率和冷却标准
作者:
Sara Perez-Martin
;
Alexander Ponomarev
;
Regina Kruessmann
;
Werner Pfrang
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
16.
Conceptual Designs Of Complementary Safety Devices For Astrid: From Selection Method To Selected Options
机译:
Astrid辅助安全装置的概念设计:从选择方法到选择的选项
作者:
I. Guenot-Delahaie
;
D. Lorenzo
;
X. Jeanningros
;
M.-S. Chenaud
;
J.-C. Garnier
;
B. Valentin
;
J.-M. Escleine
;
G. Avakian
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
17.
Analysis of HUSTLE Test Data and ESBWR Application
机译:
HUSTLE测试数据分析和ESBWR应用
作者:
Wayne Marquino
;
Hideo Soneda
;
MD Alamgir
;
Antonio Barrett
;
Jake Yang
;
Jose Caro
;
Michael Naramore
;
Levon Keusseyan
;
Mikolaj Podgorski
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
18.
Progress of design study on fuel handling system in JSFR against Design Extension Conditions
机译:
JSFR针对设计扩展条件的燃油处理系统设计研究进展
作者:
Masahiko Ohtaka
;
Atsushi Katoh
;
Yoshitaka Chikazawa
;
Masayuki Uzawa
;
Akihiro Ide
;
Fumiaki Kaneko
;
Hiroyuki Hara
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
19.
The MYRRHA ADS project in Belgium enters the Front End Engineering Phase
机译:
比利时的MYRRHA ADS项目进入前端工程阶段
作者:
Didier De Bruyn
;
Hamid Aiet Abderrahim
;
Peter Baeten
;
Rafaeel Fernandez
;
Jeroen Engelen
;
Gert Van den Eynde
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
20.
NEAMS SFR System Module: Overview and Development Status
机译:
NEAMS SFR系统模块:概述和开发状态
作者:
Rui Hu
;
Thomas H. Fanning
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
21.
A Decision Analysis Tool to Support Planning and Decision-Making for Sustainable, Deployment-Oriented Research, Development and Demonstration (RDD) of Advanced Nuclear Energy Technologies
机译:
一种决策分析工具,可支持针对先进核能技术的可持续,面向部署的研究,开发和演示(RD&D)的计划和决策
作者:
Steven Krahn
;
Timothy Ault
;
Andrea Resch Gardiner
;
Allen Croff
;
James Clarke
;
Albert Machiels
;
Andrew Sowder
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
22.
Neutronic Design Features of a Transportable Fluoride-salt-cooled High Temperature Reactor
机译:
可运输的氟盐冷却高温反应堆的中子学设计特征
作者:
Kaichao Sun
;
Lin-wen Hu
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
23.
Core Design Evolution of a Fluoride Salt Cooled High-Temperature Test Reactor
机译:
氟化盐冷却高温试验反应堆的核心设计演变
作者:
Joshua Richard
;
Benoit Forget
;
Charles Forsberg
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
24.
CFD Analysis for Asymmetric Power Generation in a Prismatic Fuel Block of Fluoride-salt-cooled High-temperature Test Reactor
机译:
氟盐冷却高温试验堆棱柱形燃料块中不对称发电的CFD分析
作者:
Wen-chi Cheng
;
Kaichao Sun
;
Lin-wen Hu
;
Ching-Chang Chieng
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
25.
SLIMM-Scalable Liquid Metal Cooled SMALL MODULAR REACTOR
机译:
可缩放的液态金属冷却小型模块化反应器
作者:
Mohamed S. El-Genk
;
Luis M. Palomino
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
26.
THE ASTRID PROJECT: STATUS AND PROSPECTS TOWARDS THE CONCEPTUAL DESIGN PHASE
机译:
惊人的项目:概念设计阶段的现状和前景
作者:
Eric ABONNEAU
;
Pierre LE COZ
;
David SETTIMO
;
Jean-Marie HAMY
;
Vincent JOURDAIN
;
Gregoire LAMBERT
;
Masaru FUKUIE
;
Thomas CHAUVEAU
;
Philippe AUDOUIN
;
John MOLYNEUX
;
Rene GEFFLOT
;
Rene-Paul BENARD
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
27.
DEVELOPMENT OF A NUCLEAR POWER PLANT SIMULATOR FOR DESIGN AND VERIFICATION OF INSTRUMENTATION AND CONTROL SYSTEMS
机译:
用于仪器和控制系统设计与验证的核电站仿真器的开发
作者:
Li. YanKai
;
Lin. Meng
;
Yang. YanHua
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
28.
Preparation of KASOLA Scientific Work Programme Using TRACE
机译:
使用TRACE编写KASOLA科学工作程序
作者:
Wadira Jaeger
;
Christoph Homann
;
Wolfgang Hering
;
Victor Jammot
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
29.
Fuel Performance Analysis of a (ThU)O_2 Fueled Reduced Moderation Boiling Water Reactor
机译:
(ThU)O_2燃料减量适量沸水反应堆的燃料性能分析
作者:
Alexander Mieloszyk
;
Mujid Kazimi
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
30.
Assessment of Shutdown Margin Requirements for High Conversion BWR with Th-U233 Fuel
机译:
用Th-U233燃料评估高转化率BWR的停机保证金要求
作者:
Y. Shaposhnik
;
M. Margulis
;
D. Kotlyar
;
E. Shwageraus
;
E. Elias
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
31.
Advanced Gas Reactor (AGR)-5/6/7 Fuel Irradiation Experiments in the Advanced Test Reactor
机译:
先进测试反应堆中的先进气体反应堆(AGR)-5/6/7燃料辐照实验
作者:
A. Joseph Palmer
;
David A. Petti
;
S. Blaine Grover
会议名称:
《》
|
2014年
32.
EVALUATION OF THE PRIMARY PHASE OF AN UNPROTECTED LOSS OF FLOW IN A HETEROGENEOUS SODIUM-COOLED FAST REACTOR CORE WITH SIMMER-Ⅲ
机译:
用SIMMER-Ⅲ评价非均相钠冷快反应堆芯中未保护的流量损失的主相
作者:
S. Poumerouly
;
R. Buseine
;
D. Lemasson
;
W. Pfrang
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
33.
Simulation with SAS-SFR of a ULOF transient on ASTRID-like core and analysis of molten clad relocation dynamics in heterogeneous subassemblies with SAS-SFR
机译:
用SAS-SFR模拟类ASTRID核上的ULOF瞬态,并用SAS-SFR分析非均质组件中熔覆层的重定位动力学
作者:
David LEMASSON
;
Frederic BERTRAND
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
34.
Transient Analysis of an Autarkic Heat Removal System
机译:
自给式除热系统的瞬态分析
作者:
J. Venker
;
D. von Lavante
;
M. Buck
;
D. Gitzel
;
J. Starflinger
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
35.
Technical Lessons Learned from the Fukushima Accident and Water-Cooled Reactor Technologies to Cope with Fukushima-type Accidents
机译:
从福岛事故和水冷堆技术中汲取的技术教训,以应对福岛型事故
作者:
Katsumi Yamada
;
Mark J. Harper
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
36.
MULTIDIMENSIONAL MECHANISTIC MODELING OF FLUID FLOW AND HEAT AROUND SPACER GRIDS
机译:
流动和热力环流网格的多维力学建模
作者:
B. M. Waite
;
D. R. Shaver
;
M. Z. Podowski
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
37.
ESBWR - Robust Design for Power Maneuvering and Load Following Effectiveness
机译:
ESBWR-强大的动力操纵和负载跟随效率设计
作者:
MD Alamgir
;
Wayne Marquino
;
Ira Poppel
;
Jake Yang
;
Ken Karcher
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
38.
NEAMS MeshKit: Nuclear Reactor Mesh Generation Solutions
机译:
NEAMS Mesh:核反应堆网格生成解决方案
作者:
Rajeev Jain
;
Timothy J. Tautges
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
39.
Nuclear Fuel Cycle Options Evaluation to Inform RD Planning
机译:
核燃料循环选项评估以指导研发计划
作者:
R. Wigeland
;
T. Taiwo
;
M. Todosow
;
H. Ludewig
;
W. Halsey
;
J. Gehin
;
R. Jubin
;
J. Buelt
;
S. Stockinger
;
K. Jenni
;
B. Oakley
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
40.
ARCHER@TV: A Telecast on nuclear Power and Heat Cogeneration in the Making - in Edutainment Style
机译:
ARCHER @ TV:以娱乐方式播放正在制作中的核电和热电联产的电视节目
作者:
Norbert Frischauf
;
Michael A. Fuetterer
;
Walter Scheuermann
;
Gert Baldauf
;
Julius Kratky
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
41.
The Coupled Corrosion and Tritium Challenges of Fluoride-Salt-Cooled High-temperature Reactors
机译:
氟盐冷却的高温反应堆的腐蚀和Tri挑战
作者:
John D. Stempien
;
Ronald G. Ballinger
;
Charles W. Forsberg
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
42.
Passive Compact Molten Salt Reactor (PCMSR) Advanced Nuclear Reactor to Solve the Sustainability Problem of Nuclear Fuel
机译:
被动紧凑型熔盐反应堆(PCMSR)先进核反应堆解决了核燃料的可持续性问题
作者:
W. Akhmad Aji
;
Ipin. Mas
;
W. Andang
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
43.
Preventing Fuel Failure for a Beyond Design Basis Accident in a Fluoride Salt-Cooled High-Temperature Reactor
机译:
在氟化盐冷却的高温反应堆中防止燃料超标事故的发生
作者:
M. J. Minck
;
C. W. Forsberg
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
44.
Fluoride Salt High-Temperature Reactor Materials Irradiation Test at the MIT Research Reactor
机译:
MIT研究堆上的氟化盐高温反应堆材料辐照测试
作者:
David M. Carpenter
;
Michael Ames
;
Gordon Kohse
;
Yakov Ostrovsky
;
Lin-wen Hu
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
45.
MSR lattice optimization for economic salts with LEU fuel
机译:
用LEU燃料对经济盐进行MSR晶格优化
作者:
Ondrej Chvala
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
46.
DESIGN OF THE MARK-I PEBBLE-BED, FLUORIDE-SALT-COOLED, HIGH-TEMPERATURE REACTOR COMMERCIAL POWER PLANT
机译:
MARK-I卵石床,氟化物,盐冷却,高温反应器商业电厂的设计
作者:
David L. Krumwiede
;
Charalampos Andreades
;
Jae Keun Choi
;
Anselmo T. Cisneros
;
Lakshana Huddar
;
Kathryn D. Huff
;
Michael R. Laufer
;
Madicken Munk
;
Raluca O. Scarlat
;
Jeffrey E. Seifried
;
Nicolas Zweibaum
;
Ehud Greenspan
;
Per F. Peterson
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
47.
Multi-physics and multi-objective optimization methodology for sodium-cooled fast reactor conception
机译:
钠冷快堆概念的多物理场和多目标优化方法
作者:
Florent BARJOT
;
Damien SCHMITT
;
Christophe VENARD
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
48.
Simulation Of In-Vessel Retention Device Heat Removal Capability Of AP1000 During Core Melt Accident
机译:
AP1000堆芯熔化事故中容器内固定装置散热能力的模拟
作者:
Fei-Jan Tsai
;
Min Lee
;
Hsiang Chun Liu
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
49.
The Use of a Flashing Drum to Generate Steam in the Integral, Inherently Safe (I~2S) Light Water Reactor
机译:
使用闪蒸鼓在整体,本安(I〜2S)轻水反应堆中产生蒸汽
作者:
Matthew J Memmott
;
Annalisa Manera
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
50.
Designing for Inherent Control in Liquid Metal Advanced SMRs
机译:
液态金属高级SMR的固有控制设计
作者:
S. Passerini
;
R.B. Vilim
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
51.
Enhanced Operability in the ASMR for Improved Response to Active System Faults and Grid Upset Events
机译:
增强了ASMR的可操作性,以改善对活动系统故障和电网故障事件的响应
作者:
R. B. Vilim
;
S. Passerini
;
R. R. Ponciroli
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
52.
Strategies for a Small Transportable FHR with Reduced Safety, Security and Safeguard Systems
机译:
减少安全,保安和保障系统的小型可运输FHR的策略
作者:
Ruaridh Macdonald
;
Charles Forsberg
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
53.
Comparison of the PHISICS/RELAP5-3D Ring and Block Model Results for Phase Ⅰ of the OECD MHTGR-350 Benchmark
机译:
OECD MHTGR-350基准第一阶段的PHISICS / RELAP5-3D环模型和块模型结果的比较
作者:
Gerhard Strydom
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
54.
Experimental platforms in support of the ASTRID program: existing and planned facilities
机译:
支持ASTRID计划的实验平台:现有和计划中的设施
作者:
O. GASTALDI
;
G. RODRIGUEZ
;
L. AYRAULT
;
B. COLLARD
;
J. DUMESNIL
;
F. DUJET
;
C. JOURNEAU
;
C. LATGE
;
E. SANSEIGNE
;
F. SERRE
;
I. TKATSCHENKO
;
G. WILLERMOZ
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
55.
The effects of SiC cladding thickness on advanced PWR fuel rod performance
机译:
SiC包层厚度对先进PWR燃料棒性能的影响
作者:
Yanin Sukjai
;
Koroush Shirvan
;
Edward Pilat
;
Mujid S. Kazimi
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
56.
Requirements, Ownership, Licensing, And Technology Development Strategies For a Fluoride-Salt-Cooled High-Temperature Test Reactor
机译:
氟化物盐冷却的高温测试反应器的要求,所有权,许可和技术开发策略
作者:
Charles Forsberg
;
Lin-Wen Hu
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
57.
A Preliminary Experimental Design Study on the Friction Coefficient of an Ordered Pebble Bed Core of the TMSR-SF1 Reactor
机译:
TMSR-SF1反应堆有序卵石床堆芯摩擦系数的初步实验设计研究
作者:
Shixiang QU
;
Zhaozhong HE
;
Kun CHEN
;
Xiaojing LIU
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
58.
Mitigating Grid-Induced Transients in an Existing Nuclear Power Plant: A Case Study
机译:
缓解现有核电站中电网引起的瞬变:案例研究
作者:
Mikko Lemmetty
;
Ismo Sandback
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
59.
Generic Feasibility Assessment: A methodology for assessing nuclear energy technologies
机译:
通用可行性评估:一种评估核能技术的方法
作者:
Gregg Butler
;
Grace McGlynn
;
Kevin Hesketh
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
60.
A Neutronic Evaluation of the HTTR using Thorium and Reprocessed Fuel
机译:
使用Thor和后处理燃料对HTTR进行中性评估
作者:
R.V. Sousa
;
A. Fortini
;
C. Pereira
;
A.H. de Oliveira
;
F. R. de Carvalho
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
61.
ENHANCING NUCLEAR SAFETY BASED ON GOOD PRACTICES OF TOKAI-NO.2 SURVIVED THE TSUNAMI AND EARTHQUAKE
机译:
在海啸和地震中,根据日本东京第二号良好实践加强核安全
作者:
Kazuo Ishiguma
;
Koji Okamoto
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
62.
INSTRUMENTATION AND CONTROLS FOR AN INTEGRAL INHERENTLY SAFE LIGHT WATER REACTOR
机译:
一体式固有安全轻水反应堆的仪表和控制
作者:
Belle R. Upadhyaya
;
Matthew R. Lish
;
J. Wesley Hines
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
63.
Linear Versus Nonlinear Irradiation Creep Model for Finite Element Based Stress Analysis of High Temperature Gas Cooled Reactor Core Graphite Component
机译:
基于有限元的高温气冷堆堆芯石墨部件应力分析的线性与非线性辐照蠕变模型
作者:
Subhasish Mohanty
;
Saurin Majumdar
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
64.
Reliability Improvement of JSFR Emergency Power Supply System
机译:
JSFR应急电源系统的可靠性提高
作者:
Kunihiko Nabeshima
;
Kosuke Aizawa
;
Yoshitaka Chikazawa
;
Daisuke Satoh
;
Risako Ikari
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
65.
PERFORMANCE CONFIRMATION OF MONJU FAILED FUEL DETECTION AND LOCATION SYSTEM
机译:
MONJU燃料检测与定位系统的性能验证
作者:
Yuko Morohashi
;
Satoshi Suzuki
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
66.
The Autonomous Reactivity Control (ARC) System
机译:
自主反应控制(ARC)系统
作者:
Staffan Qvist
;
Ehud Greenspan
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
67.
NEAMS STRUCTURAL MECHANICS: DEVELOPMENT STATUS WITH CORE AND SEISMIC SOIL-STRUCTURE INTERACTION EXAMPLES
机译:
NEAMS结构力学:具有岩石和地震土-结构相互作用实例的发展现状
作者:
R. M. Ferencz
;
J. M. Solberg
;
R. A. Whitesides
;
N. E. Hodge
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
68.
Progress and Plans for DOE's Office of Fuel Cycle Research and Development
机译:
能源部燃料循环研究与开发办公室的进度和计划
作者:
Andrew Griffith
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
69.
Analytical and Experimental Study on the Effective Thermal Conductivity of VHTR Fuel Block Geometry with Multiple Cylindrical Holes
机译:
具有多个圆柱孔的VHTR燃料块几何形状的有效导热系数的分析和实验研究
作者:
Dong-Ho Shin
;
Su-Jong Yoon
;
Hong-Sik Lim
;
Goon-Cherl Park
;
Hyoung-Kyu Cho
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
70.
A Dynamic Behavior of the Energy Multiplier Module (EM~2)
机译:
能量倍增器模块(EM〜2)的动态行为
作者:
Hangbok Choi
;
General Atomics
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
71.
A NEW METHODOLOGY FOR IMPROVING NUCLEAR INSTRUMENT SYSTEM INTERMEDIATE RANGE'S RELIABILITY WHEN ELEVATING REACTOR POWER AFTER AN UNPLANNED REACTOR SHUTDOWN
机译:
在计划外反应堆关闭后提高反应堆功率时,提高核仪器系统中级可靠性的新方法
作者:
AHN Sang-il
;
KIM Man-su
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
72.
A new IAEA Coordinated Research Project on Sodium Properties and Safe Operation of Experimental Facilities in Support of the Development and Deployment of Sodium-Cooled Fast Reactors
机译:
国际原子能机构关于钠特性和实验设施安全运行的新协调研究项目,以支持钠冷快堆的开发和部署
作者:
Stefano Monti
;
Christian Latge
;
Bin Long
;
Osvaldo E. Azpitarte
;
Perumal Chellapandi
;
Robert Stieglitz
;
Sven Eckert
;
Hiroaki Ohira
;
Jewhan Lee
;
Ferry Roelofs
;
Evgenii Marinenko
;
Christopher Grandy
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
73.
A Decay Heat Removal System for a PWR Based on Air Cooling
机译:
基于空冷的压水堆腐朽除热系统
作者:
Hiroyasu MOCHIZUKI
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
74.
An Experimental Study on the Ignition Temperature of Sodium-CO_2 Reaction with an Implication of Safety of a SFR with S-CO_2 Brayton Cycle
机译:
碳酸钠CO_2反应着火温度的实验研究及其对S-CO_2布雷顿循环SFR安全性的影响
作者:
Hwa-Young Jung
;
Yong Hwan Yoo
;
Jeong Ik Lee
;
Myung-Hwan Wi
;
Jae-Hyuk Eoh
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
75.
Thermal Hydraulic Licensing Limits for a Prismatic Core Fluoride Salt Cooled High Temperature Test Reactor
机译:
棱柱形氟盐冷却的高温测试反应堆的热工液压许可限制
作者:
R. R. Romatoski
;
L. W. Hu
;
C. W. Forsberg
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
76.
EXPERIMENTAL VALIDATION OF NUMERICAL METHODS IN A LEBENC CODE FOR SINGLE PHASE NATURAL CIRCULATION MODIFIED FOR A FLUORIDE SALT-COOLED HIGH-TEMPERATURE REACTOR (FHR)
机译:
氟化物盐冷却高温反应器(FHR)修正的单相自然循环的Lebenc代码中的数值方法的实验验证
作者:
Amy Drumm
;
Joel Hughes
;
Edward Blandford
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
77.
Core Designs of RBWR (Resource-renewable BWR) for Recycling and Transmutation of Transuranium Elements - an Overview
机译:
铀铀元素循环利用和变的RBWR(资源可再生BWR)的核心设计
作者:
Tetsushi Hino
;
Masaya Ohtsuka
;
Renzo Takeda
;
Junichi Miwa
;
Yoshihiko Ishii
;
Kumiaki Moriya
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
78.
Advanced Methods Development for Equilibrium Cycle Calculations of the RBWR
机译:
RBWR平衡循环计算的高级方法开发
作者:
Andrew Hall
;
Thomas Downar
;
Andrew Ward
;
Michael Jarrett
;
Aaron Wysocki
;
Yunlin Xu
;
Koroush Shirvan
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
79.
Stability and Safety analysis of Tight Lattice Breeding LWR
机译:
紧密格子育种轻水堆的稳定性和安全性分析
作者:
K. Shirvan
;
M.S. Kazimi
;
L. Cheng
;
M. Todosow
;
A. Hall
;
M. Jarrett
;
A. M. Ward
;
T. J. Downar
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
80.
In-Containment Nucleation in Severe Accidents in SFR: Assessment of Thermal Hydraulic Boundary Conditions
机译:
SFR中严重事故中的容器内成核:热液边界条件的评估
作者:
Monica Garcia
;
Luis E. Herranz
;
Martin Kissane
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
81.
Performance Evaluation on Secondary Sodium Fire Measures in JSFR
机译:
JSFR中次要钠火措施的性能评估
作者:
Yoshitaka Chikazawa
;
Atsushi Katoh
;
Tomohiko Yamamoto
;
Shigenobu Kubo
;
Mikinori Iwasaki
;
Hiroyuki Hara
;
Yoshio Shimakawa
;
Hiroshi Sakaba
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
82.
Integral Inherently Safe Light Water Reactor (I~2S-LWR) Concept: Extending SMR Safety Features to Large Power Output
机译:
整体式本质安全轻水堆(I〜2S-LWR)概念:将SMR安全功能扩展到大功率输出
作者:
Bojan Petrovic
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
83.
Sodium Purification Systems: requirements, tools and qualification strategies
机译:
钠纯化系统:要求,工具和鉴定策略
作者:
Christian LATGE
;
Thierry GILARDI
;
Nayiri KHATCHERESSIAN
;
Xavier JOULIA
;
Xuan MEYER
;
Jean-Michel JEAN-ROMAIN
;
Faegheh HAJ-BOLOURI
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
84.
Design approach for decay heat removal systems based on the safety design criteria for Gen-Ⅳ sodium-cooled fast reactor
机译:
基于Gen-Ⅳ钠冷快堆安全设计准则的衰变除热系统设计方法
作者:
Atsushi Katoh
;
Shigenobu Kubo
;
Yoshitaka Chikazawa
;
Hiroki Hayafune
;
Shinobu Yokoi
;
Shuhei Nakata
;
Akihiro Tani
;
Yoshio Shimakawa
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
85.
NEUTRONICS ANALYSIS OF IMPROVED ACCIDENT TOLERANCE LWR FUEL BY MODIFING ZIRCALOY CLADDING OF FUEL PINS
机译:
改进的燃油针扎覆层改进耐事故轻水堆燃料的中性分析
作者:
Xu Wu
;
Tomasz Kozlowski
;
Brent J. Heuser
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
86.
Structural Assessment of Intermediate Printed Circuit Heat Exchanger for Supercritical CO_2 Cycle attached to Sodium Fast Reactor
机译:
钠快反应堆中超临界CO_2循环中间印刷电路换热器的结构评估
作者:
Youho Lee
;
Jeong Ik Lee
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
87.
NEAMS Neutronics: Development and Validation Status
机译:
NEAMS Neutronics:开发和验证状态
作者:
E. R. Shemon
;
C. H. Lee
;
M. A. Smith
;
A. Marin-Lafleche
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
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2014年
88.
Fluoride Salt-Cooled High-Temperature Reactor Development Roadmap
机译:
氟化盐冷却高温反应堆开发路线图
作者:
David E. Holcomb
;
George F. Flanagan
;
Gary T. Mays
;
W. David Pointer
;
Kevin R. Robb
;
Graydon L. Yoder Jr.
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
89.
Moving Beyond RD for U.S. Fast Reactor Deployment While Nuclear Still Matters: An Industry Perspective
机译:
核能仍很重要的同时,超越美国的研究,实现快速反应堆的部署:行业观点
作者:
Andrew Sowder
;
Everett Redmond
;
Paul Murray
;
Michael Anness
;
Stephen Atherton
;
Steve Nesbit
;
Brian Gustems
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
90.
Preliminary results from PSA studies to support the ASTRID design process
机译:
PSA研究的初步结果可支持ASTRID设计流程
作者:
F. Curnier
;
P. Gauthe
;
P. Quellien
;
F.Bertrand
;
M. Marques
;
H. Gentner
;
A. Charrier
;
L. Vincon
;
S. Jouve
;
M. Balmain
;
V. Rychkov
;
Y. Banchieri
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
91.
Comparison of RBWR and SFR Design and Performance Characteristics
机译:
RBWR和SFR设计和性能特征的比较
作者:
Jeffrey E. Seifried
;
Phillip M. Gorman
;
Ehud Greenspan
;
Christopher R. Varela
;
Jasmina L. Vujic
;
Guanheng Zhang
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
92.
Preliminary Evaluation of the Fuel Assembly At-Power Removal Transient of the Advanced High Temperature Reactor
机译:
先进高温反应堆燃料总成功率去除瞬态的初步评估
作者:
P. Avigni
;
B. Petrovic
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2014年
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