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外文会议
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International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics
International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics
召开年:
2015
召开地:
Chicago, IL(US)
出版时间:
-
会议文集:
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1.
Preliminary Analysis of the Afterheat Removal in Pebble Bed Fluoride Salt Cooled High Temperature Reactors under Accident Conditions
机译:
事故条件下卵石床氟化盐冷却高温反应器中余热去除的初步分析
作者:
Qiming Li
;
Shende Sun
;
Wen Zhou
;
Naxiu Wang
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Pebble bed fluoride salt cooled high temperature reactor;
Effective thermal conductivity;
Afterheat remova1;
2.
OBSERVATION OF CHF PHENOMENA BASED ON A VISUALIZATION OF NEAR WALL BOILING STRUCTURE IN A VERTICAL NARROW CHANNEL SUBMERGED IN A POOL
机译:
基于沉入池中的垂直窄通道近壁沸腾结构可视化的CHF现象观察
作者:
In-Cheol Chu
;
Dong Jin Euh
;
Chul-Hwa Song
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Critical heat flux;
vertical pool boiling;
local boiling structure;
total reflection;
shadowgraph;
3.
NUMERICAL SIMULATION OF AIR NATURAL CIRCULATION AND THERMAL RADIATION IN PASSIVE CONTAINMENT COOLING SYSTEM
机译:
被动围护冷却系统中空气自然循环和热辐射的数值模拟
作者:
Weizhong Zhang
;
Qian Lin
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Natural circulation;
Thermal radiation;
Surface-to-surface model;
4.
EVALUATION OF RELAP5/MOD3.2 FOR AP1000 PASSIVE RESIDUAL HEAT REMOVAL SYSTEM
机译:
AP1000被动余热排放系统的RELAP5 / MOD3.2评估
作者:
Houjun Gong
;
Zhao Xi
;
Wenbin Zhuo
;
Yanping Huang
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Passive;
Nuclear safety;
Thermal hydraulics;
RELAP5;
5.
Accident Analysis of Heat Pipe Cooled Space Reactor
机译:
热管冷却空间反应堆事故分析
作者:
Yuan Yuan
;
Jianqiang Shan
;
Bin Zhang
;
Junli Gou
;
Bo Zhang
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Space reactor;
Heat pipe;
AMTEC;
Accident;
6.
ON THE ASPECT OF EVALUATION OF CRITICAL CHANNEL POWER AND ASSOCIATED UNCERTAINTY IN CANDU SLOW LOSS OF REGULATION EVENT ANALYSIS
机译:
调节事件分析中坎杜慢损耗的临界通道功率和相关不确定性的评估
作者:
Y. Guo
;
N. Hammouda
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
CANDU;
Critical Heat Flux;
Critical Channel Power;
Uncertainty;
7.
LBLOCA UNCERTAINTY ANALYSIS USING META MODELS
机译:
使用元模型进行的LBLOCA不确定性分析
作者:
F. Sanchez-Saez
;
A.I. Sanchez
;
J.F. Villanueva
;
S. Carlos
;
S. Martorell
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Uncertainty;
metamodels;
LBLOCA;
order statistics;
8.
VALIDATION OF CATHARE 3 CODE ON THE PIERO EXPERIMENT
机译:
在PIERO实验中验证CATHARE 3代码
作者:
Yann DI PASQUALE
;
Roberto FREITAS
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
CATHARE 2;
CATHARE 3;
PIERO;
PWR;
LB-LOCA;
9.
A NATURAL CIRCULATION EXPERIMENT OF PASSIVE RESIDUAL HEAT REMOVAL HEAT EXCHANGER FOR AP1000
机译:
AP1000被动式余热除热换热器的自然循环实验
作者:
M. Duan
;
Y. Chen
;
Y. Lv
;
W. Li
;
K. Bi
;
W. Wang
;
K. Du
;
H. Wang
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Natural circulation;
PRHR HX;
AP1000;
10.
CALCULATION OF THE PROBABILITY OF DDT DURING SEVERE ACCIDENTS
机译:
严重事故期间DDT概率的计算
作者:
W. Luangdilok
;
E. van Heerden
;
P. McMinn
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Hydrogen;
Explosions;
DDT;
Severe Accident;
Fukushima;
11.
A METHOD TO PREVENT SEVERE POWER AND FLOW OSCILLATIONS IN BOILING WATER REACTORS
机译:
一种防止沸水反应堆中严重功率和流量振荡的方法
作者:
Yousef M. Farawila
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
BWR oscillations;
ATWS Instability;
Reverse Flow Prevention;
Hardware Solution;
12.
Roles of Boiling Surface Characterized by Micro-structures on Boiling Heat Transfer and Critical Heat Flux
机译:
微观结构表征的沸腾表面对沸腾传热和临界热通量的作用
作者:
Seol Ha Kim
;
Jun Young Kang
;
Moriyama Kiyofumi
;
Hyun Sun Park
;
Moo Hwan Kim
;
Gi Cheol Lee
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Boiling Heat Transfer;
Critical Heat Flux;
Microstructure Surface;
13.
Study on Startup Characteristics of Heat Pipe Cooled Space Reactor
机译:
热管冷却空间反应堆启动特性研究
作者:
Yuan Yuan
;
Jianqiang Shan
;
Bin Zhang
;
Junli Gou
;
Bo Zhang
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Space reactor;
Heat pipe;
AMTEC;
Startup;
14.
EXPERIMENTAL STUDY OF LAMINAR MIXED CONVECTION IN A ROD BUNDLE WITH MIXING VANE SPACER GRIDS
机译:
混合叶片间距栅栏杆内层流混合对流的实验研究
作者:
Lokanath Mohanta
;
Fan-Bill Cheung
;
Stephen M. Bajorek
;
Kirk Tien
;
Chris L. Hoxie
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Mixed Convection;
Rod Bundle;
Spacer Grid;
Linear Heat Flux;
Natural Convection;
15.
COPRA EXPERIMENTS ON NATURAL CONVECTION HEAT TRANSFER WITH HIGH RAYLEIGH NUMBERS
机译:
高瑞利数自然对流换热的COPRA实验
作者:
Luteng Zhang
;
Yukun Zhou
;
Yapei Zhang
;
Wenxi Tian
;
Suizheng Qiu
;
Guanghui Su
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Severe accident;
IVR;
corium pool;
natural convection;
COPRA;
16.
Experimental Observations of Boric Acid Precipitation Scenarios
机译:
硼酸沉淀方案的实验观察
作者:
R. Vaghetto
;
S. Lee
;
E. Kee
;
Y.A. Hassan
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Flow observations;
boric acid precipitation;
Hot Leg Injection;
17.
THREE DIMENSIONAL SCALABLE ALL-SPEED CFD CODE GASFLOW-MPI: APPLICATIONS TO TURBULENT COMBUSTION OF PREMIXED HYDROGEN-AIR MIXTURES WITH HEAT AND MASS TRANSFER
机译:
三维可缩放全速CFD代码GASFLOW-MPI:在带有传热和传质的预混合氢-空气混合物的湍流燃烧中的应用
作者:
Jianjun Xiao
;
John R. Travis
;
Reinhard Redlinger
;
Mike Kuznetsov
;
Anatoly Svishchev
;
Wolfgang Breitung
;
Thomas Jordan
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
GASFLOW-MPI;
CFD;
ENACCEF;
nuclear power plant (NPP);
containment;
18.
SEVERE ACCIDENT FACILITIES FOR EUROPEAN SAFETY TARGETS. THE SAFEST PROJECT
机译:
针对欧洲安全目标的多种事故征候设施。最安全的项目
作者:
Alexei Miassoedov
;
Zoltan Hozer
;
Christophe Journeau
;
Sevostian Bechta
;
Dario Manara
;
David Bottomley
;
Monika Kiselova
;
Gert Langrock
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
LWR;
safety;
severe accidents;
experiments;
19.
SIMULATION OF INADVERTENT ROD CLUSTER CONTROL ASSEMBLY BANK WITHDRAWAL AT POWER FOR ANGRA I NPP USING AN LQR DIGITAL CONTROLLER
机译:
使用LQR数字控制器模拟向电动助力车的惯性杆群控制总成
作者:
M. A. B. Alvarenga
;
J. A. C. C. Medeiros
;
J. J. Rivero Oliva
;
P. F. Frutuoso e Melo
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Simulation;
Reactivity transients;
Digital control systems;
Stability;
20.
UNCERTAINTY AND SENSITIVITY ANALYSIS OF COBRA-TF FOR THE OECD LWR UAM BENCHMARK USING DAKOTA
机译:
使用DAKOTA的OECD LWR UAM基准COBRA-TF的不确定度和灵敏度分析
作者:
N. Porter
;
M. Avramova
;
K. Ivanov
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Thermal hydraulics;
uncertainty analysis;
subchannel codes;
COBRA-TF;
Dakota;
21.
ANALYSIS OF THE AP1000~® PASSIVE CONTAINMENT COOLING SYSTEM AIR FLOW PATH USING COMPUTATIONAL FLUID DYNAMICS
机译:
用计算流体动力学分析AP1000〜®被动式围护冷却系统的气流路径
作者:
Richard F. Wright
;
Hong Xu
;
Megan E. Durse
;
Todd Sutton
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
AP1000®;
passive containment cooling;
CFD;
22.
ASSESSMENT OF STATION BLACKOUT MITIGATION STRATEGY APPLYING THE ULTIMATE RESPONSE GUIDELINE TO MAANSHAN PWR
机译:
应用最终响应指南对马山压水堆的停电缓解策略进行评估
作者:
Che-Hao Chen
;
Kai-Chun Huang
;
Shao-Wen Chen
;
Jong-Rong Wang
;
Chunkuan Shih
;
Hao-Tzu Lin
;
Show-Chyuan Chiang
;
Chia-Chuan Liu
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
SBO;
URG;
TRACE;
Maanshan PWR;
seal leakage;
23.
ASSESSMENT OF MULTI-DIMENSIONAL COMPONENT OF MARS WITH AIR-WATER CROSS FLOW EXPERIMENT
机译:
空气横流实验对火星多维分量的评估
作者:
Jin-Hwa Yang
;
Dong-Jin Euh
;
Chi-Jin Choi
;
Hyoung-Kyu Cho
;
Goon-Cherl Park
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Two-phase cross flow;
liquid film velocity;
liquid film thickness;
MARS-MultiD;
wall shear stress model;
24.
TURBULENT GAS MIXING IN STRONG DENSITY STRATIFIED SHEAR AND NON-SHEAR FLOWS
机译:
强密度分层剪切和非剪切流动中的湍流气体混合
作者:
B. Krohn
;
M. Sharabi
;
B. Niceno
;
H.-M. Prasser
;
H. Bijleveld
;
A. Shams
;
F. Roelofs
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Turbulent Mixing;
High Density Ratio;
Particle Image Velocimetry (PIV);
Computational Fluid Dynamics (CFD);
25.
EROSION OF A CONFINED STRATIFIED LAYER BY A VERTICAL JET - DETAILED ASSESSMENT OF A CFD APPROACH AGAINST THE OECD/NEA PSI BENCHMARK
机译:
垂直射流侵蚀受限的分层层-针对OECD / NEA PSI基准的CFD方法的详细评估
作者:
S. Kelm
;
R. Kapulla
;
H.-J. Allelein
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Hydrogen mixing;
stratified layer;
turbulent jet;
CFD validation;
PIV;
26.
DEVELOPMENT AND QUALIFICATION OF AN AEROSOL GENERATOR FOR INVESTIGATIONS UNDER THERMAL-HYDRAULIC SEVERE ACCIDENT BOUNDARY CONDITIONS
机译:
热液严重事故边界条件下用于研究的气溶胶发生器的研制与鉴定
作者:
B. A. Krupa
;
P.-M. Steffen
;
J. Kobalz
;
H.-J. Allelein
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
aerosol behavior;
aerosol generation;
containment phenomena;
severe accidents;
27.
PARAMETRIC STUDY ON DENSITY STRATIFICATION EROSION CAUSED BY A HORIZONTAL STEAM JET INTERACTING WITH A VERTICAL PLATE OBSTRUCTION
机译:
水平蒸汽射流与垂直板障碍物相互作用引起的密度分层侵蚀的参数研究
作者:
S. Paranjape
;
R. Kapulla
;
G. Mignot
;
D. Paladino
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Severe accident;
Hydrogen mitigation;
diffused jet;
stratification erosion;
28.
VALIDATION OF RELAP5/MOD3.3 AGAINST A LOAD STEP TRANSIENT AT RINGHALS 4 NPP
机译:
RINGAP 4 NPP上的负载阶跃瞬态对RELAP5 / MOD3.3的验证
作者:
J. Banati
;
M. Holmgren
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
RELAP5 validation;
Ringhals 4;
load step transient;
full plant model;
29.
DEVELOPMENT OF TALL-3D TEST MATRIX FOR APROS CODE VALIDATION
机译:
用于验证代码的TALL-3D测试矩阵的开发
作者:
I. Mickus
;
K. Koeoep
;
M. Jeltsov
;
D. Grishchenko
;
P. Kudinov
;
J. Lappalainen
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Generation IV;
lead-bismuth eutectic;
APROS;
validation;
dynamic process simulation;
30.
Validation of MARS-LMR Code for Heat Transfer Models in the DHRS of the PGSFR
机译:
PGSFR的DHRS中用于传热模型的MARS-LMR代码的验证
作者:
Chiwoong CHOI
;
Taekeong Jeong
;
JongGan Hong
;
Sujin Yeom
;
Jong-Man Kim
;
Ji-Yeong Jeong
;
YongBum Lee
;
Kwiseok Ha
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
MARS-LMR;
Decay Heat Removal System;
DHX;
AHX;
and FHX;
31.
REACTOR CORE ISOLATION COOLING TRACG MODEL
机译:
反应堆芯隔离冷却追踪模型
作者:
S. Lafountain
;
C. Heck
;
N. Kurul
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
RCIC;
SBO;
BWR;
TRACG;
32.
NEEDS FOR LARGE MASS PROTOTYPIC CORIUM EXPERIMENTS: THE PLINIUS-2 PLATFORM
机译:
大规模原型皮质实验的需求:PLINIUS-2平台
作者:
Christophe Journeau
;
Laurence Buffe
;
Jean Francois Haquet
;
Pascal Piluso
;
Guy Willermoz
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Corium - Experimental Facility - Prototypic Material - Scaling - Severe Accidents;
33.
REACTOR SAFETY GAP EVALUATION OF ACCIDENT TOLERANT COMPONENTS AND SEVERE ACCIDENT ANALYSIS
机译:
耐事故成分的反应堆安全缺口评估和严重事故分析
作者:
R. Bunt
;
M. Corradini
;
P. Ellison
;
M. T. Farmer
;
M. Francis
;
J. Gabor
;
R. Gauntt
;
C. Henry
;
R. Linthicum
;
W. Luangdilok
;
R. Lutz
;
C. Paik
;
M. Plys
;
C. Rabiti
;
J. Rempe
;
K. Robb
;
R. Wachowiak
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Fukushima Daiichi;
Severe Accident;
Accident Tolerant Components;
34.
TRANSIENT ANALYSES FOR THE MYRRHA-FASTEF REACTOR BY SIMMER CODE
机译:
用SIMMER CODE对MYRAHA-FASTEF反应器进行瞬态分析
作者:
M. Angelucci
;
M. Eboli
;
N. Forgione
;
G. Bandini
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
MYRRHA;
SIMMER;
fuel dispersion;
35.
CFD AND EXPERIMENTAL INVESTIGATION OF SLOSHING PARAMETERS FOR THE SAFETY ASSESSMENT OF HLM REACTORS
机译:
用于HLM反应堆安全性评估的摆动参数的CFD和实验研究
作者:
Konstantinos Myrillas
;
Philippe Planquart
;
Jean-Marie Buchlin
;
Marc Schyns
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Sloshing;
CFD;
experiments;
HLM;
resonance;
36.
INFLUENCE OF THE 3-D PHENOMENA ON THE SAFETY PARAMETERS DURING A ULOF ACCIDENT IN THE MYRRHA REACTOR
机译:
3-D现象对MYRRHA反应器中ULOF事故期间安全参数的影响
作者:
F. Andreoli
;
D. Bisogni
;
F.Belloni
;
G. Scheveneels
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
MYRRHA;
Loss of flow;
CFD;
system code;
3-D phenomena;
37.
NUMERICAL ANALYSIS OF MYRRHA CONTROL ROD SYSTEM DYNAMICS
机译:
MYRRHA控制杆系统动力学的数值分析
作者:
M. Profir
;
V. Moreau
;
G. Kennedy
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
MYRRHA;
liquid lead;
safety rod systems;
dynamic mesh;
38.
SAFETY ANALYSIS OF THE MYRRHA REACTOR
机译:
MYRRHA反应器的安全性分析
作者:
D. Castelliti
;
G. Van Den Eynde
;
K. Van Tichelen
;
B. Arien
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
39.
TRACE/SIMULATE-3K Analysis of the NEA/OECD Oskarshamn-2 Stability Benchmark
机译:
NEA / OECD Oskarshamn-2稳定性基准的TRACE / SIMULATE-3K分析
作者:
Abdelhamid Dokhane
;
Omar Zerkak
;
Hakim Ferroukhi
;
Ivan Gajev
;
Jerry Judd
;
Tomasz Kozlowski
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Stability of BWR;
SMULATE-3K;
TRACE;
coupling;
Oskarshamn-2;
40.
A PHYSICAL MECHANISM FOR ROTATING LINES OF SYMMETRY IN BWR OUT-OF-PHASE LIMIT CYCLE OSCILLATIONS
机译:
BWR异相极限循环中对称旋转线的物理机制
作者:
A. Wysocki
;
A. Manera
;
T. Downar
;
J. March-Leuba
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
BWR stability;
limit cycle;
rotating mode;
time domain analysis;
41.
INFLUENCE OF BOILING INITIATION SURFACE SUPERHEAT ON SUBCOOLED WATER FLOW BOILING CRITICAL HEAT FLUX IN A SUS304 CIRCULAR TUBE AT HIGH LIQUID REYNOLDS NUMBER
机译:
SUS304圆管中高液体雷诺数下沸腾起始表面过热对过冷沸腾沸腾临界热通量的影响
作者:
Hata K
;
Fukuda K
;
Masuzaki S
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Boiling Initiation Surface Superheat;
Subcooled Water Flow Boiling;
Critical Heat Flux;
SUS304 Circular Tube;
High Liquid Reynolds Number;
Mechanism of CHF;
42.
SUBCOOLED BOILING-INDUCED VIBRATION OF A SINGLE HEATER ROD CONFINED WITH METALLIC WALLS
机译:
带有金属壁的单加热棒过冷沸腾引起的振动
作者:
Kenji Takano
;
Yusuke Hashimoto
;
Tomoaki Kunugi
;
Takehiko Yokomine
;
Zensaku Kawara
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Subcooled boiling;
Rod vibration;
Bubble behavior;
SBIV;
Nuclear power utilization;
43.
MICROLAYER MODELS FOR NUCLEATE BOILING SIMULATIONS: THE SIGNIFICANCE OF CONJUGATE HEAT TRANSFER
机译:
核沸腾模拟的微层模型:共轭传热的意义
作者:
S. Haensch
;
C. Narayanan
;
S. Reboux
;
G. Giustini
;
S. Walker
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
nucleate boiling;
microlayer;
conjugate heat transfer;
interface tracking;
44.
NODALIZATION SCHEMES FOR LUMPED-PARAMETER CALCULATIONS OF REPRESENTATⅣE NUCLEAR REACTOR SEVERE ACCIDENT TESTS IN THE MISTRA FACILITY
机译:
错误设施中代表ⅣE核反应堆严重事故测试的集中化计算的名词化方案
作者:
S. Benteboula
;
F. Dabbene
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
45.
USE OF DETERMINISTIC SAMPLING FOR UNCERTAINTY QUANTIFICATION IN CFD
机译:
确定性采样在CFD中不确定性量化中的应用
作者:
P. Hedberg
;
P. Hessling
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
deterministic sampling;
uncertainty quantification;
unscented transform;
turbulence model constants;
46.
SCALING ISSUES FOR THE EXPERIMENTAL CHARACTERIZATION OF REACTOR COOLANT SYSTEM IN INTEGRAL TEST FACILITIES AND ROLE OF SYSTEM CODE AS EXTRAPOLATION TOOL
机译:
整体测试设施中反应釜冷却剂系统实验表征的尺度问题和系统代码作为外推工具的作用
作者:
F. Mascari
;
H. Nakamura
;
K. Umminger
;
F. De Rosa
;
F. DAuria
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Scaling;
integral test facility;
nuclear safety analysis;
reactor coolant system phenomena;
containment phenomena;
facility scaling-up limits;
uncertainty;
47.
CONCEPTUAL DESIGN OF TRITIUM REMOVAL FACILITY FOR FHRS
机译:
FHRS RIT去除设施的概念设计
作者:
Xiao Wu
;
David Arcilesi
;
Xiaodong Sun
;
Richard Christensen
;
Piyush Sabharwall
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
FHRs;
Tritium removal;
Facility design;
Separation;
48.
PASSIVE DECAY HEAT REMOVAL SYSTEM DESIGN FOR THE INTEGRAL INHERENT SAFETY LIGHT WATER REACTOR (I~2S-LWR)
机译:
整体式固有安全轻型水反应器(I〜2S-LWR)的被动式腐朽除热系统设计
作者:
Mingjun Wang
;
Annalisa Manera
;
Matthew J. Memmott
;
Suizheng Qiu
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
DHR;
Integral reactor;
Station Black-Out;
Heat removal;
49.
HEAT TRANSFER ANALYSIS OF HORIZONTAL U-SHAPED HEAT EXCHANGER SUBMERGED IN A POOL USING MARS CODE
机译:
使用Mars代码分析淹没在池中的水平U形换热器的传热
作者:
Seong-Su Jeon
;
Soon-Joon Hong
;
Hyoung-Kyu Cho
;
Goon-Cherl Park
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
passive safety system;
MARS;
condensation;
boiling;
PAFS;
50.
ANALYSIS OF REVERSE FLOW IN LOW-RISE INVERTED U-TUBE STEAM GENERATOR OF PWR PACTEL FACILITY
机译:
压水式制袋设备低风险倒U型蒸汽发生器逆流分析
作者:
Kauppinen O-P.
;
Riikonen V.
;
Kouhia V.
;
Hyvaerinen J.
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
PWR PACTEL;
reverse flow;
inverted U-tube;
steam generator;
natural circulation;
51.
ANALYTICAL MODELLING OF THE PRIMARY PHASE OF AN UNPROTECTED LOSS OF FLOW
机译:
不受保护的流失主相的解析模型
作者:
J.B. Drain
;
N. Marie
;
F. Bertrand
;
E. Merle-Lucotte
;
J.M. Seller
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
52.
ENHANCEMENT OF DOWNWARD FACING BOILING HEAT TRANSFER BY THE COLD SPRAY TECHNIQUE
机译:
通过冷喷雾技术增强向下的沸腾传热
作者:
Faruk A. Sohag
;
Faith R. Beck
;
Lokanath Mohanta
;
Fan-Bill Cheung
;
Albert E. Segall
;
Tim J. Eden
;
John Potter
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Downward-facing boiling;
CHF limit;
Cold Spray;
Micro-porous coating;
IVR;
53.
MODELING OF EX-VESSEL MELT POOL COOLABILITY UNDER BOTTOM FLOODING WITH DECAY HEAT SIMULATION
机译:
底部淹没下熔池融化的衰变热模拟。
作者:
Nitendra SINGH
;
Parimal P. KULKARNI
;
Arun K. NAYAK
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Melt coolability;
Bottom Flooding;
Decay heat;
Core catcher;
Severe accidents;
54.
MAAP BWR and PWR Lower Plenum Model Improvements
机译:
MAAP BWR和PWR下脾模型改进
作者:
S.J. Lee
;
B. Ozar
;
C.Y. Paik
;
Q. Zhou
;
P. McMinn
;
M. Epstein
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
MAAP;
severe accident;
lower plenum;
debris bed;
55.
A TOP-DOWN SCALING ANALYSIS FOR THE ROSA-Ⅳ/LSTF INTEGRAL EFFECTS TEST FACILITY TO SUPPORT APPLYING THE WCOBRA/TRAC-TF2 SYSTEM CODE TO A THREE-LOOP PWR SMALL BREAK LOCA
机译:
ROSA-Ⅳ/ LSTF整体效果测试工具的自上而下的标度分析,以支持将WCOBRA / TRAC-TF2系统代码应用于三回路PWR小断裂位置
作者:
Jun Liao
;
Katsuhiro Ohkawa
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Top-Down Scaling;
PWR;
LOCA;
56.
APPLICATION OF CFD TOWARDS THE THERMO-HYDRAULIC ANALYSIS OF SPENT FUEL POOL ACCIDENTS
机译:
CFD在燃料油池意外水热分析中的应用
作者:
R. Oertel
;
E. Krepper
;
D. Lucas
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Spent Fuel Pool Safety;
Boil-Off/Drainage Scenarios;
CFD;
Porous-Body-Approach;
57.
Thermal-hydraulic Design and Transient analysis of Passive air cooling system for CPR1000 spent fuel storage pool
机译:
CPR1000乏燃料存储池被动空气冷却系统的热工水力设计和瞬态分析
作者:
Li GE
;
Junli Gou
;
Jianqiang Shan
;
Bin ZHANG
;
Bo ZHANG
;
Zijiang YANG
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
CPR1000;
passive cooling system;
RELAP5;
SBO;
SFP;
58.
OVERVIEW OF THE FLUME INTEGRAL EFFECTS AND SEPARATE EFFECTS TESTING AND ANALYSIS (FIESTA) FACILITY FOR INVESTIGATING CONTAINMENT DEBRIS TRANSPORT AND SUMP STRAINER HEAD LOSS
机译:
烟气整体效果和单独效果测试和分析(节日)设施的调查,调查了垃圾堆积运输和加油站的头部损失
作者:
Cody Williams
;
Eli Willard
;
Amir Ali
;
Daniel LaBrier
;
Edward Blandford
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
GSI-191;
Integral Effects;
Strainer Tests;
Flume experiments;
Debris Transport;
59.
INVESTIGATION OF THE RELEASE OF ZINC IN THE REACTOR SUMP AND THE BEHAVIOR OF DISSOLVED ZINC AT HOTSPOTS IN THE REACTOR CORE AFTER A LOSS OF COOLANT ACCIDENT
机译:
反应器顶峰中锌释放的调查以及冷却剂损失后反应器核心中火星上溶解锌的行为
作者:
S. Renger
;
S. Alt
;
W. Kaestner
;
A. Seeliger
;
H. Kryk
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
loss of coolant accident;
particle formation;
corrosion;
zinc release;
zinc borate;
60.
FUKUSHIMA DAIICHI UNIT 1 EX-VESSEL PREDICTION: CORE-CONCRETE INTERACTION
机译:
FUKUSHIMA DAIICHI UNIT 1船外预测:核心与混凝土的相互作用
作者:
K. R. Robb
;
M. W. Francis
;
M. T. Farmer
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Fukushima Daiichi;
severe accident;
ex-vessel;
MCCI;
61.
KEY FINDINGS AND REMAINING QUESTIONS IN THE AREAS OF CORE-CONCRETE INTERACTION AND DEBRIS COOLABILITY
机译:
核心与混凝土相互作用和碎屑可混性领域的关键发现和剩余问题
作者:
M. T. Farmer
;
S. Lomperski
;
C. Gerardi
;
N. Bremer
;
S. Basu
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Core-concrete interaction;
debris coolability;
62.
A METHODOLOGY FOR GLOBAL SENSITIVITY ANALYSIS OF TRANSIENT CODE OUTPUT APPLIED TO A REFLOOD EXPERIMENT MODEL USING TRACE
机译:
瞬态代码输出全局灵敏性分析的方法在跟踪实验中的应用
作者:
Damar Wicaksono
;
Omar Zerkak
;
Andreas Pautz
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
PWR Reflood;
Global Sensitivity Analysis;
Functional Data Analysis;
Morris Method;
Sobol' Method;
63.
Characterization of Tritium Transport in the Flibe-Graphite System, for In-Situ Tritium Absorption by the Fuel Elements of the Fluoride-Salt-Cooled High-Temperature Reactor (FHR)
机译:
氟碳盐冷却的高温反应器(FHR)的燃料元件在F石墨系统中Transport运输的表征,用于原位Tri吸收。
作者:
Michael Young
;
Huali Wu
;
Raluca Scarlat
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
FHR;
FLiBe;
Tritium Transport;
Matrix Graphite;
64.
EXPERIMENTAL TEST FACILITY DATA SYNTHESIS WITH THE DYNAMICAL SYSTEM SCALING METHODOLOGY
机译:
动态系统标度方法的实验测试设施数据综合
作者:
Cesare Frepoli
;
Joseph P. Yurko
;
Jose N. Reyes Jr.
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Scaling analysis;
Dynamical systems;
Time-dependent scale distortion;
H2TS;
FSA;
65.
DEMONSTRATION OF TEST FACILITY DESIGN OPTIMIZATION WITH THE DYNAMICAL SYSTEM SCALING METHODOLOGY
机译:
动态系统标度方法论论证了测试设备设计的最优化
作者:
Joseph P. Yurko
;
Cesare Frepoli
;
Jose N. Reyes Jr.
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Scaling analysis;
dynamical systems;
time-dependent scale distortion;
H2TS;
FSA;
66.
SOURCES AND EFFECT OF NON-CONDENSABLE GASES IN REACTOR COOLANT SYSTEM OF LWR
机译:
轻水反应堆冷却剂系统中非凝结气的来源及影响
作者:
P. Kral
;
J. Hyvaerinen
;
A. Prosek
;
A. Guba
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Non-condensable gas;
safety analysis;
thermal hydraulics;
reactor coolant system;
67.
SIMULATION OF ESPRIT OF HUALONG SECONDARY PASSIVE RESIDUAL HEAT REMOVAL SYSTEM BY USING RELAP5
机译:
利用RELAP5模拟华龙二次被动余热排放系统的实质。
作者:
Li Feng
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
RELAP5;
ESPRIT;
PRS;
Direct-contact condensation;
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