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International conference on nuclear engineering
International conference on nuclear engineering
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1.
THE LATEST PROGRESS OF CONTAINMENT DESIGN IN CHINA
机译:
中国围护设计的最新进展
作者:
Ziduan Shang
;
Xiao Huang
;
Yong Yang
;
Meng Chu
;
Shaoping Li
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Nuclear Power Plant (NPP);
Containment;
Shield Building (SB);
Design Loads;
Beyond Design Basis (BDB);
Beyond Design Basis Seismic (BDBS);
2.
PREDICTIVE STUDY OF CAP1400 CORE BARREL VIBRATION - PART 2: STRUCTURAL RESPONSES
机译:
CAP1400核心桶振动的预测研究-第2部分:结构响应
作者:
Li Yuan
;
Zhang Ming
;
Zhang Wei
;
Yu Qing
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
3.
THE APPLICATION OF RISK INFORMED METHOD IN PRESSURE CALIBRATION CYCLE EXTENDING OF RHR SYSTEMS SEBIM VALVE
机译:
风险告知方法在系统自力阀压力校准循环扩展中的应用
作者:
Ye Shuixiang
;
Li Qiongzhe
;
Sun Kaibao
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
4.
THERMAL FATIGUE TEST ON DISSIMILAR WELDED JOINT BETWEEN GR.91 AND 304SS
机译:
GR.91和304SS之间异种焊接接头的热疲劳试验
作者:
Takashi Wakai
;
Sumio Kobayashi
;
Shoichi Kato
;
Masanori Ando
;
Hideki Takasho
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
sodium cooled fast reactor;
dissimilar welds;
elevated temperature;
thermal fatigue;
crack;
5.
FRINGE EFFECT CAPACITANCE SENSOR FOR CONTROL ROD POSITION MEASUREMENT
机译:
边缘效应电容传感器,用于控制杆位置测量
作者:
Guang HU
;
Hanliang BO
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Fringe effect;
Capacitance sensor;
Rod position;
Multi-electrode;
FEM;
6.
NUCLEAR ISLAND BASEMAT MODELING FOR GENERATION III NUCLEAR POWER PLANT DESIGN IN CHINA
机译:
中国第三代核电站设计的核岛基础模型
作者:
Ziduan Shang
;
Chunhua Wu
;
Boyu Han
;
Chenyu Chang
;
Lutong Zhang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
NI Basemat;
Foundation Basin;
FE Model;
Soil Medium;
Design Loads;
Seismic Loads;
7.
THE ELECTRO MAGNETIC COMPATIBILITY TESTS FOR THE AMB SYSTEM ON HTR-10GT
机译:
HTR-10GT上AMB系统的电磁兼容性测试
作者:
Zhou Yan
;
Yan Xunshi
;
Mo Ni
;
Yang Guojun
;
Shi Zhengang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
HTR-10GT;
AMB;
EMC;
EMS;
interference;
Electronic system;
8.
STUDY ON THE DESIGN METHODOLOGY OF SWIRL NOZZLE FOR NUCLEAR REACTOR PRESSURIZER
机译:
核反应堆增压器旋流喷嘴设计方法的研究
作者:
Xiong Cao
;
Zhiwei Ding
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
swirl atomizer;
spray angle;
flux and pressure drop;
numerical simulation;
9.
THE NECESSITY OF REEXAMINE KEY COMPONENT MATERIAL WITH SPECTROMETRY ANALYSIS IN THE NUCLEAR ISLAND
机译:
核岛光谱法研究可瑞米胺关键成分的必要性
作者:
Wu Chongzhi
;
Wang Zongkui
;
Zhang Zengkui
;
Zhang Jindong
;
Fu Shenqing
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
10.
THE RESONANCE EFFECT OF EXTERNAL VERTICAL VIBRATION ON A SINGLE NUCLEAR-COUPLED BOILING CHANNEL SYSTEM WITH FORCED FLOWS
机译:
外部垂直振动对强迫流动的单核耦合沸腾通道系统的共振效应
作者:
Yuh-Ger Lin
;
Jin-Der Lee
;
Shao-Wen Chen
;
Jinn-Jer Peir
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Boiling channel;
natural frequency;
resonance;
vertical acceleration;
nonlinear analysis;
11.
THE DURABILITY DESIGN OF THE TECHNICAL SPECIFICATIONS FOR NUCLEAR BUILDING CONCRETE OF ACP1000
机译:
ACP1000核建筑混凝土技术规范的耐久性设计
作者:
Chen Dan
;
Liu Yulin
;
Zhang Weiguo
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Concrete;
durability;
Cement;
Fly ash;
Admixture;
Aggregate;
12.
STRUCTURAL INTEGRITY ASSESSMENT TO JUSTIFY INCREASE IN UPPER OPERATING TEMPERATURE LIMIT OF AGR DOME
机译:
结构完整性评估以合理增加AGR球阀的最高工作温度极限
作者:
Antony M. Hurst
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
13.
METHODOLOGY FOR ASSESSING SHOCK EFFECT DUE TO AIRCRAFT IMPACT CONSIDERING THE NONLINEAR OF IMPACT ZONE AND SOIL-STRUCTURE INTERACTION
机译:
考虑撞击区非线性和土-结构相互作用的飞机撞击冲击评估方法
作者:
Yugang Sun
;
Honghui Ge
;
Xiaowen Wang
;
Shujian Cheng
;
Fang Yuan
;
Shuaixi Li
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
14.
THEORETICAL ANALYSIS OF STEP-DOWN OF HYDRAULIC CYLINDER MOTION FOR CONTROL ROD HYDRAULIC DRIVE SYSTEM BASED ON MODEL II
机译:
基于模型II的控制杆液压驱动系统液压缸运动降压的理论分析
作者:
Qianfeng Liu
;
Benke Qin
;
Yuzheng Li
;
Bo Hanliang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Control Rod Hydraulic Drive System;
hydraulic cylinder;
step-down;
15.
TECHNOLOGY OF PROTECTION AGAINST THE DYNAMIC EFFECT OF NUCLEAR PIPE RUPTURE
机译:
核管破裂动态影响的防护技术
作者:
Feng He
;
Honglei Ai
;
Xifeng Lu
;
Feng Yuan
;
Xinjun Wang
;
Yongbo Lv
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
16.
Research on Rolling-Sliding Integrated Auxiliary Bearing and its Application in High Temperature Reactor
机译:
滚动滑动辅助轴承的研究及其在高温反应堆中的应用
作者:
CHEN Jianqiang
;
Sun Zhe
;
YANG Guojun
;
LIU Xingnan
;
SHI Zhengang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
the rolling-sliding integrated auxiliary bearing;
active magnetic bearings;
impact force;
rotor drop;
17.
SEISM ANALYSIS OF LARGE-TYPE RADIOACTIVE LIQUID TANK
机译:
大型放射性液体罐的地震分析
作者:
Dai Shoutong
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Large Standing Tank;
Liquid Sloshing;
Mass-spring Model;
Seism Analysis;
18.
MESSAGE FROM THE ORGANIZING COMMITTEE CHAIR
机译:
组织委员会主席的话
作者:
Guanxing Li
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
19.
DESIGN AND RESEARCH OF SPENT RESIN CONICAL DRYER DEVICE
机译:
树脂制圆锥干燥机的设计与研究
作者:
Yan Zhou
;
Haifeng Zhang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Spent resin;
Conical dryer;
Volume reduction;
20.
ANALYTICAL AND EXPERIMENTAL STUDY ON CAP1000 GUIDE TUBE ASSEMBLY
机译:
CAP1000导管组件的分析与实验研究。
作者:
Guohong Xue
;
Zhai Zhang
;
Ming Zhang
;
Jiaming Luan
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Guide Tube;
Stiffness Test;
Dynamic Test;
Simplified Model;
21.
A STUDY FOR EVALUATING LOCAL DAMAGE TO REINFORCED CONCRETE PANELS SUBJECTED TO OBLIQUE IMPACT PART 2: SIMULATION ANALYSIS OF THE EXPERIMENTAL RESULTS OF LOCAL DAMAGE CAUSED BY IMPACT OF DEFORMABLE PROJECTILES
机译:
斜向冲击作用下钢筋混凝土面板局部损伤评估的研究第二部分:可变形弹丸引起局部损伤实验结果的模拟分析
作者:
Akemi Nishida
;
Haruji Tsubota
;
Yoshimi Ohta
;
Yinsheng Li
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
22.
OBSERVATION OF THE TRANSFORMATION IN MICROSTRUCTURE AND VICKERS HARDNESS OF FERROUS MODEL ALLOY BY ELECTROMAGNETIC INDUCTION HEATING TO FORM A HIGH TEMPERATURE GRADIENT
机译:
电磁感应加热形成高温梯度观察铁型合金显微组织和维氏硬度的变化
作者:
Changqing Ye
;
Qiulin Li
;
Ping Wu
;
Guoyi Tang
;
Wei Liu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Cu-rich precipitate / clusters;
Fe-Cu alloy;
Vickers hardness;
electromagnetic induction heating;
23.
RESEARCH ON TESTING ADEQUACY CRITERION OF REACTOR PHYSICS CODE OF NESTOR
机译:
反应堆物理编码器测试适度标准的研究
作者:
Li Meng
;
Li Yu-Yan
;
Wang Li-Jun
;
Yang Xiao-Hua
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
24.
DESIGN OF THE GAS SAMPLING AND ANALYZING SYSTEM OF HTR-PM
机译:
HTR-PM气体采样分析系统的设计
作者:
Jiang Zhu
;
Feng Xie
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
25.
DEVELOPMENT OF ANALYSIS METHOD FOR IMPACT AND SPLASH BEHAVIOR OF WATER-FILLED TANK
机译:
充水罐撞击和飞溅行为分析方法的开发
作者:
Hidekazu Takazawa
;
Norihide Tohyama
;
Kazuma Hirosaka
;
Katsumasa Miyazaki
;
Naomi Matsumoto
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
FEA;
impact;
splash;
SPH element;
ALE element;
26.
THE APPLICABILITY STUDY ON THE MULTI-LAYER SHELL ELEMENT METHOD IN STEEL CONCRETE STRUCTURE OF SHIELD BUILDING
机译:
多层壳单元法在盾构建筑钢混凝土结构中的适用性研究
作者:
WEI Chao
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
27.
IMPROVEMENT OF PROBABILISTIC FRACTURE MECHANICS ANALYSIS CODE PASCAL-SP WITH REGARD TO PRIMARY WATER STRESS CORROSION CRACKING
机译:
考虑到主要的水应力腐蚀裂纹,改进了概率断裂力学分析程序PASCAL-SP
作者:
Akihiro Mano
;
Yoshihito Yamaguchi
;
Jinya Katsuyama
;
Yinsheng Li
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
28.
ISOGEOMETRIC ANALYSIS OF PIPE SYSTEM IN NUCLEAR POWER PLANT
机译:
核电站管道系统的等计量分析。
作者:
Le Shen
;
Yang Xia
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
29.
RESEARCH ON THE APPLICATION OF FEN FOR EAF EVALUATION OF THE AUSTENITIC SS PIPE UNDER COMBINED TRANSIENT LOADS
机译:
FEN在组合瞬态载荷下奥氏体SS管电弧势评价中的应用研究。
作者:
Bingbing Liang
;
Haifeng Yin
;
Xu Zhang
;
Yang Dai
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
30.
APPLICATION OF PERFORMANCE-BASED FIRE PROTECTION DESIGN IN PIPE GALLERY OF NUCLEAR POWER PLANT
机译:
基于性能的防火设计在核电站管廊中的应用
作者:
Cai Zhou
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Performance-based fire protection design (PFPD);
Fire scene;
Fire characteristics parameter;
Fire simulation technology;
31.
DESIGN OF THE AREA RADIATION MONITORING SYSTEM IN NUCLEAR ISLAND OF HTR-PM
机译:
HTR-PM核岛区域辐射监测系统设计
作者:
Feng Xie
;
Jiaji Kong
;
Hongqi Liu
;
Jianzhu Cao
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
32.
SEALING STRUCTURE DESIGN FOR NORMAL RESIDUAL HEAT REMOVAL EXCHANGER
机译:
普通余热交换器的密封结构设计
作者:
Xilin Li
;
Ming Jiao
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
U-type tube heat exchanger;
bolted flange;
tubesheet;
gasket;
33.
A STUDY FOR EVALUATING LOCAL DAMAGE TO RC PANELS SUBJECTED TO OBLIQUE IMPACT. PART 1: A STUDY FOR EVALUATING LOCAL DAMAGE CAUSED BY OBLIQUE IMPACT OF RIGID PROJECTILES
机译:
评估斜向受力的RC面板局部损坏的研究。第1部分:评估刚性弹丸斜向碰撞引起的局部损伤的研究
作者:
Yoshimi Ohta
;
Haruji Tsubota
;
Akemi Nishida
;
Yinsheng Li
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
34.
A STUDY FOR EVALUATING LOCAL DAMAGE TO REINFORCED CONCRETE PANELS SUBJECTED TO OBLIQUE IMPACT PART 3: SIMULATION ANALYSIS FOR EVALUATING PERFORATION PHENOMENA CAUSED BY OBLIQUE IMPACT OF DEFORMABLE PROJECTILES
机译:
斜向冲击力对钢筋混凝土面板局部损伤评估的研究第3部分:可变形弹丸对斜向冲击力造成的穿孔现象的模拟分析
作者:
Haruji Tsubota
;
Akemi Nishida
;
Yoshimi Ohta
;
Yinsheng Li
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
35.
NONLINEAR ANALYSIS METHOD RESEARCH OF MULTI-BOLT CONNECTION STRUCTURE OF PRIMARY EQUIPMENT SUPPORT
机译:
主设备支持的多螺栓连接结构的非线性分析方法研究
作者:
Jianrong Zou
;
Shaochong Zhou
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
36.
METHODOLOGY FOR THE ANALYSIS OF LARGE COMMERCIAL AIRCRAFT IMPACT ON NPP
机译:
大型商业飞机对核电厂影响的分析方法
作者:
Shujian Cheng
;
Shuaixi Li
;
Xiaowen Wang
;
Xiaolin Huang
;
Honghui Ge
;
Yugang Sun
;
Fang Yuan
;
Zufeng Xia
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
37.
DESIGN OF AP/CAP CONSTRUCTION COVER MODULE
机译:
AP / CAP施工覆盖模块的设计
作者:
Tang Te
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
38.
STUDY ON CORROSION MECHANISM OF STELLITE HARD ALLOY LAYER OF A MAIN PUMP COMPONENT
机译:
主泵组件硬质合金层的腐蚀机理研究
作者:
ZHANG Wenguang
;
YI Zilong
;
XU Yuting
;
LI Chan
;
HAN Dongao
;
YANG Chenggang
;
PU Chenghao
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
39.
PRELIMINARY ANALYSIS OF PRESSURE BEARING CAPACITY FOR A TYPICAL PRESTRESSED CONCRETE CONTAINMENT
机译:
典型预应力混凝土围护结构承载力的初步分析
作者:
Xuan Zhou
;
Kai Yuan
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
40.
AN IMAGE-BASED MICRO-SCALE FRACTURE MODEL FOR WELD ZONE IN NUCLEAR PIPE AND COMPONENT
机译:
基于图像的核管及零件焊接区微尺度断裂模型
作者:
Xiaoming Bai
;
Xinjun Wang
;
Liangang Zheng
;
Xi Lv
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
41.
RPV STRUCTURE INTEGRITY ASSESSMENT WITH SURFACE CRACKS UNDER PTS
机译:
PTS下带有表面裂纹的RPV结构完整性评估
作者:
Wei Lu
;
Zheng He
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
42.
EFFECTS OF CHARGED HYDROGEN ON OXIDATION BEHAVIOR OF ALLOY 690 IN HIGH TEMPERATURE WATER ENVIRONMENTS
机译:
带电氢对高温水环境中690合金的氧化行为的影响
作者:
Hao Peng
;
Zhanpeng Lu
;
Xiangkun Ru
;
Junjie Chen
;
Jiarong Ma
;
Qi Xiong
;
Qian Xiao
;
Hongjuan Li
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
43.
THE DEMONSTRATED FUNCTION OF PLR PUMP MECHANICAL SEAL UNDER SBO CONDITIONS
机译:
SBO条件下PLR泵机械密封的演示功能
作者:
Toshiyuki Yoshioka
;
Takashi Motani
;
Atsushi Fujimaru
;
Koji Yamada
;
Kunihiro Hasegawa
;
Takeshi Shimizu
;
Hiroyuki Torigoe
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
44.
STRUCTURAL INTEGRITY TEST OF STEEL CONTAINMENT VESSEL AT THE FIRST AP1000 UNIT OF CHINA
机译:
中国第一座AP1000集装箱钢容器的结构完整性测试
作者:
Li Kai
;
Zhong Zhimin
;
Ma Xianhong
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
45.
STUDY ON EFFECTS OF ENVIRONMENT CONDITIONS ON ESSENTIAL SERVICE WATER SYSTEM OF NUCLEAR POWER STATION
机译:
环境条件对核电站基本服务供水系统影响的研究
作者:
Yang Ting
;
Li Zeng Fen
;
Peng Yue
;
Li Guang Sheng
;
Hu Jian
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
46.
THE AIRFLOW ANALYSIS FOR CAP1400 CONTROL ROD DRIVE MECHANISMS COOLING SYSTEM
机译:
CAP1400控制杆驱动机构冷却系统的气流分析
作者:
Hao Yu
;
Wei Zhang
;
Xingliang Zhang
;
Guofeng Hao
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
IHP;
CRDM Cooling;
Numerical Simulation;
CFD;
47.
NUMERICAL AND EXPERIMENTAL ANALYSIS OF THE CONTROL ROD HYDRAULIC DECELERATION DEVICE FOR THE CONTROL ROD HYDRAULIC DRIVE SYSTEM
机译:
控制杆液压驱动系统控制杆液压减速装置的数值与实验分析
作者:
Qin Benke
;
Li Leishi
;
Bo Hanliang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Control Rod Hydraulic Drive Mechanism;
Control Rod Hydraulic Deceleration Device;
Scram test;
Three dimensional flow field analysis;
Fuel assembly;
48.
VERIFICATION OF PROBABILISTIC FRACTURE MECHANICS ANALYSIS CODE PASCAL
机译:
概率断裂力学分析码的验证
作者:
Yinsheng Li
;
Koichi Masaki
;
Yu Itabashi
;
Masahide Suzuki
;
Genshichiro Katsumata
;
Shotaro Hayashi
;
Masaki Nagai
;
Yasuhiro Kanto
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
49.
STEAM GENERATOR MODAL ANALYSIS OF NUCLEAR POWER PLANT
机译:
核电厂蒸汽发生器的模态分析
作者:
Lu Yan
;
Wang Qing
;
Chu Qibao
;
Fang Yonggang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Steam Generator;
Nuclear Power Plant;
Modal Analysis;
50.
EFFECT OF REACTOR COOLANT ENVIRONMENT ON FATIGUE PROPERTY OF AUSTENITIC STAINLESS STEEL IN PWR
机译:
反应堆冷却剂环境对压水堆中奥氏体不锈钢疲劳性能的影响
作者:
Fang Yonggang
;
Chu Qibao
;
Wang Qing
;
Zhan Jiashuo
;
Xu Yu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Reactor Pressure Boundary;
Fatigue Design Curve;
Coolant Environment Assisted Fatigue;
51.
DESIGN AND IMPLEMENTATION OF REDUNDANT SENSORS IN ACTIVE MAGNETIC BEARING
机译:
主动磁轴承中的冗余传感器的设计与实现
作者:
Zhengang Shi
;
Jiaji Yang
;
Ni Mo
;
Xingnan Liu
;
Yan Zhou
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
52.
RESEARCH OF THE ROD DROP TIME BASED ON THE CONTROL ROD SYSTEM OF TMSR - SF1
机译:
基于TMSR-SF1控制杆系统的杆下降时间的研究。
作者:
Zuokang LIN
;
Lin ZHU
;
Chunfeng ZHAO
;
Yun CAO
;
Xiao WANG
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
thorium base molten salt reactor;
driving mechanism of control rod;
scram;
control rod drop time;
53.
NUMERICAL RESEARCH ON CAP1700 IHP COOLING BY NATURAL CONVECTION
机译:
自然对流CAP1700 IHP冷却的数值研究。
作者:
Xingliang Zhang
;
Wei Zhang
;
Hao Yu
;
Yinbiao He
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
54.
COMPARISON AND REFERENCE BETWEEN RSE-M AND ASME SECTION XI REGULATIONS ON IN-SERVICE INSPECTION FOR CHINA NUCLEAR POWER PLANT
机译:
RSE-M和ASME第XI条关于中国核电厂在役检查的规定的比较和参考
作者:
Sun Haitao
;
Jia Panpan
;
Wang Chen
;
Zhang Qinghua
;
Ling Ligong
;
Lv Yunhe
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Pressurized water reactor power plant;
In-service inspection;
RSE-M;
ASME section XI;
55.
THE HOT TEST OF PRIMARY SEPARATION EQUIPMENT OF STEAM GENERATOR FOR CAP1400 NUCLEAR POWER PLANT
机译:
CAP1400核电站蒸汽发生器主分离设备的热试验。
作者:
YING Bingbin
;
ZHANG Feixi
;
LI Xilin
;
LIN Shaoxuan
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Steam generator;
Primary separator;
hot test;
swirl impeller;
vane;
fitting formula;
56.
THE STUDY OF NANOSIZED CU-MN PRECIPITATES CONTRIBUTION TO HARDENING IN BCC FE MATRIX
机译:
BCC有限元矩阵中纳米化Cu-MN沉淀对硬化的贡献的研究
作者:
YanKun Dou
;
XinFu He
;
DongJie Wang
;
Wu Shi
;
LiXia Jia
;
Wen Yang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
57.
Analysis on Moisture Transfer Behavior in Dehumidifying Process of Low Moisture Content Graphite
机译:
低含水量石墨除湿过程中的水分传递行为分析
作者:
Li Jun
;
Yin Huaqiang
;
Yang Xingtuan
;
Jiang Shengyao
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
graphite;
HTGR;
dehumidification;
moisture;
diffusion;
58.
SIMULATION OF BEHAVIORS OF A ONE-THIRD SCALE CONTAINMENT MODEL TEST
机译:
一三级围护模型测试的行为模拟
作者:
Guopeng REN
;
Rong PAN
;
Feng SUN
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Containment;
prestress;
tendons;
ANSYS;
Internal Pressure;
Equipment Hatch;
59.
ANALYSIS OF REASONS FOR NON-CONFORMANCE OF THE MOVABLE LATCH LOCK PLUNGER RELEASING CURRENT OF CONTROL ROD DRIVE MECHANISM AND IMPROVEMENT MEASURES
机译:
动闩锁柱塞松动的原因分析及控制杆驱动机理及改进措施
作者:
Yinhui Lan
;
Cuizhu He
;
Yuangang Duan
;
Feihua Liu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
60.
PERFORMANCE ANALYSIS OF EDUCTOR USED FOR MAIN CONTROL ROOM VENTILATING IN NUCLEAR POWER PLANT
机译:
核电站主控室通风装置的性能分析。
作者:
Xin Yu
;
Yuqing Lin
;
Yan Zhang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
eductor;
suction air;
experimental research;
entrainment ratio;
outlet air pressure;
61.
DETERMINATION OF DESIGN GROUND MOTION FOR POTENTIAL GEN III PLUS PLANTS IN CHINA - A REGULATORY LEVEL REVIEW
机译:
中国潜在的第三代和潜在植物的设计地面运动的确定-法规审查
作者:
Ziduan Shang
;
Yugang Sun
;
Hongliang Gou
;
Lutong Zhang
;
Meng Chu
;
Honghui Ge
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Standard Design;
Site-Specific Design;
Design Ground Motion;
SSI Analysis;
GEN III Plus plants;
62.
A METHOD TO SELECT WEIGHTS IN ONLINE DYNAMIC BALANCE TECHNOLOGY BASED ON ROTOR-ACTIVE MAGNETIC BEARING SYSTEM
机译:
基于转子-主动磁轴承系统的在线动态平衡技术中的权重选择方法
作者:
Yan Xunshi
;
Zhao Jingjing
;
Sun Zhe
;
Shi Zhengang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
63.
RESEARCH AND DEVELOPMENT OF MONITORING AND CONTROL PLATFORM IN ACTIVE MAGNETIC BEARING
机译:
主动磁轴承监控平台的研究与开发
作者:
Yan Xunshi
;
Zhou Yan
;
Zhao Jingjing
;
Sun Zhe
;
Shi Zhengang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
64.
STUDY ON LOAD CAPACITY OF MAIN STEAM SUPERPIPE NOZZLE USED IN NUCLEAR POWER PLANT
机译:
核电站主蒸汽超级喷嘴的承载力研究。
作者:
Zhou Gengyu
;
Sun Lin
;
Liang Shuhua
;
Lv Feng
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
65.
EFFECT OF ELEMENT SEGREGATION ON THERMAL AGING BEHAVIOR OF 17-4PH MARTENSITIC STAINLESS STEEL FOR NUCLEAR POWER PLANT
机译:
元素偏析对核电厂17-4PH马氏体不锈钢热老化行为的影响
作者:
Bing Bai
;
Hanxiao Wang
;
Changyi Zhang
;
Zhenfeng Tong
;
Wen Yang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
17-4PH martensitic stainless steel;
thermal aging embrittlement;
3DAP;
carbide;
Ni-Mn synergistic effect;
66.
ENHANCED HEAT TRANSFER STRUCTURE DESIGN FOR ION DUMP OF EAST-NBI SYSTEM BASED ON HYPERVAPOTRON
机译:
基于超高压的East-NBI系统离子泵的强化传热结构设计
作者:
Ling Tao
;
Yuanlai Xie
;
Chundong Hu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
67.
A NOVEL HIGH-POWER MAGNETIC TRANSMISSION SYSTEM BASED ON MAGNETIC CONDUCTIVITY MODULATION PRINCIPLE
机译:
基于磁导率调制原理的新型高功率磁传输系统
作者:
Mo Tao
;
Zhiwu Ke
;
Yong Li
;
Jun Wu
;
Xianling Li
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
68.
Experimental Study on Active Vibration Control for Feed Water Pipeline System of NPP
机译:
核电厂给水管道系统主动振动控制的实验研究。
作者:
Zhiguo Wei
;
Lu Dai
;
Junrong Wang
;
Shaodan Li
;
Qi Xiao
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
69.
QUALIFICATION REQUIREMENTS DESIGN FOR NEUTRON ABSORBER PLATE FOR SPENT FUEL RACKS IN DOMESTIC NUCLEAR POWER PLANTS
机译:
国产核电站中燃料油架中子吸收板的资格要求设计
作者:
You Shi
;
Dong Ning
;
Yi-zhong Yang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Neutron absorber plate;
Spent fuel rack;
Performance;
Qualification;
Uniformity;
Life-time verification;
70.
RESEARCH ON THE STRUCTURE INTEGRITY ANALYSIS OF FLYWHEEL OF REACTOR COOLANT PUMP IN NUCLEAR POWER PLANT
机译:
核电站反应堆冷却剂泵轮结构完整性分析的研究
作者:
Jian ZHANG
;
Yongde ZUO
;
Xingjiang CHEN
;
Qinghong ZHANG
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
71.
EFFECT OF STRUCTURAL STATE OF AUSTENITIC 15-15 Ti STEEL ON INITIATION AND PROPAGATION OF SOLUTION-BASED CORROSION ATTACK IN FLOWING LIQUID Pb-Bi EUTECTIC AT 400 AND 500 °C
机译:
奥氏体15-15 Ti钢的结构状态对在400和500°C时流动的Pb-Bi共晶溶液中基于溶液的腐蚀攻击的发起和传播的影响
作者:
Valentyn Tsisar
;
Carsten Schroer
;
Olaf Wedemeyer
;
Aleksandr Skrypnik
;
Juergen Konys
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Pb-Bi;
Steel;
Corrosion;
72.
CRYSTAL PLASTICITY MODELING OF HOT EXTRUSION TEXTURE AND PLASTICITY IN A TITANIUM ALLOY FOR AN ICME TOOLSET
机译:
ICME工具的钛合金热挤压纹理和塑性的晶体可塑性建模
作者:
Xianfeng Ma
;
Kan Ma
;
Yawen Wu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
73.
DISCUSSION OF TAG GAS METHOD USING IN CHINA EXPERIMENTAL FAST REACTOR FOR FAILED FUEL ASSEMBLY LOCATION
机译:
燃料气体组装位置的中国实验快速反应器中标签气体方法的探讨
作者:
Bie Yewang
;
Li Huwei
;
Xiong Wenbin
;
Zhang Donghui
;
Wu Mingyu
;
Wang Xinzhe
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
74.
INVESTIGATION ON DDC SUSCEPTIBILITY OF 690 NICKEL-ALLOY WELDING WIRE
机译:
690镍合金焊丝的DDC敏感性研究
作者:
Yu Gu
;
Junbao Zhang
;
Yifeng Huang
;
Bo Zuo
;
Yan Yu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Nuclear;
690 nickel-alloy welding wire;
STF test;
ductility dip cracking;
75.
RESEARCH ON THE FRACTURE MECHANICS ANALYSIS METHOD FOR REACTOR PRESSURE VESSEL NOZZLE CORNER FLAW
机译:
反应堆压力容器喷嘴弯角断裂力学分析方法的研究
作者:
Shen Rui
;
He Yinbiao
;
Cao Ming
;
Tao Hongxin
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Fracture Mechanics;
Nozzle Corner Flaw;
RPV;
Structure Integrity;
76.
SEISMIC ANALYSIS FOR AN EXPLOSION-PROOF VALVE USED IN NUCLEAR POWER PLANT
机译:
核电站用防爆阀的地震分析
作者:
Juan Luo
;
Jiacheng Luo
;
Lei Sun
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
77.
DECOUPLING METHOD OF SLOSHING WATER IN PCCWST OF LARGE-SCALE ADVANCED PASSIVE PWR NUCLEAR POWER PLANT
机译:
大型高级无源压水堆核电站PCCWST中的水分离方法
作者:
Boyu Han
;
Zufeng Xia
;
Shenghua Liu
;
Fang Yuan
;
Honghui Ge
;
Xiaowen Wang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
PCCWST;
Decoupling;
Sloshing;
Vibration Reduction;
78.
PIPING VIBRATION AND VIBRATION DAMAGE PREVENTION THROUGH SCREENING OF DYNAMIC SUSCEPTIBILITY
机译:
通过对动态敏感度的筛选来防止管道振动和振动损伤
作者:
Lingfu Zeng
;
Lennart G Jansson
;
Alexander Boerjesson
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
79.
RESEARCH AND APPLICATION ON VISUAL AIDED CABLE DESIGN SYSTEM
机译:
视觉辅助电缆设计系统的研究与应用
作者:
Zhang Ying
;
Yu Xiao
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
cable path 3D visualization;
visual aided cable design;
cable classificational visualization;
project version configuration;
80.
ANALYSIS AND OPTIMIZATION OF HEAT TREATMENT PROCESS FOR LOWER CORE SUPPORT PLATE AND CORE BARREL OF REACTOR VESSEL INTERNALS
机译:
反应堆容器下部核心支撑板和核心筒的热处理工艺分析与优化
作者:
Dongan Liu
;
Zonghua Ding
;
Shaoxuan Lin
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Lower core support plate;
Core barrel;
Heat treatment;
Deformation mechanism;
Optimization;
81.
STRESS CORROSION BEHAVIORS OF THREE TYPICAL MATERIALS (304L, 2205, ALLOY 825) IN BOILING MAGNESIUM CHLORIDE SOLUTION
机译:
沸腾氯化镁溶液中三种典型材料(304L,2205,合金825)的应力腐蚀行为
作者:
Liang Zhao
;
Kunjie Luo
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
304L;
2205;
825;
stress corrosion cracking;
82.
FIRE AND EXPLOSION ANALYSIS OF STEEL-PLATE COMPOSITE CONCRETE SHIELD BUILDING UNDER LARGE COMMERCIAL AIRCRAFT IMPACT
机译:
大型商业飞机撞击下钢板复合混凝土盾构房屋的火灾和爆炸分析
作者:
Shuaixi Li
;
Shujian Cheng
;
Honghui Ge
;
Zufeng Xia
;
Fang Yuan
;
Xiaowen Wang
;
Xiaolin Huang
;
Yugang Sun
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
83.
RESEARCH, DESIGN AND VERIFICATION FOR THE PERFORMANCE REQUIREMENTS OF SAFETY RELATED MINI-PLEAT HEPA FILTERS
机译:
安全相关的微型HEPA滤清器性能要求的研究,设计和验证
作者:
Kangjun Yang
;
Jianyun Ye
;
Shihao Liu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
84.
STUDY ON SPENT FUEL POOL AND STORAGE RACKS OF THE ADVANCED NUCLEAR POWER PLANT
机译:
先进核电站的燃料罐和存储架研究
作者:
Ling Yun
;
Qian Hao
;
Zhang Chao
;
Ge Honghui
;
Li Lei
;
Xia Zufeng
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
85.
SHAKING TABLE TEST FOR BASE-ISOLATED NUCLEAR ISLAND STRUCTURE MODEL
机译:
基础隔离的核岛结构模型的振动台测试
作者:
Yang Jie
;
Yuan Fang
;
Xia ZuFeng
;
Li ShaoPing
;
Huang XiaoLin
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
86.
MICROSTRUCTURE ANALYSIS OF STAINLESS STEEL CLADDING ON LOW ALLOY STEEL WELD IN A PWR SAFE END NOZZLE AND CORROSION IN HIGH TEMPERATURE WATER
机译:
压水堆安全末端喷嘴中的低合金钢堆焊不锈钢组织及高温水中的腐蚀
作者:
Qi Xiong
;
Zhanpeng Lu
;
Junjie Chen
;
Xiangkun Ru
;
Hongjuan Li
;
Hao Peng
;
Jiarong Ma
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
87.
STUDY ON CYCLE-BASED FATIGUE MONITORING TECHNIQUE
机译:
基于周期的疲劳监测技术研究
作者:
Xin-jun Wang
;
Xi-feng Lu
;
Hong-lei Ai
;
Feng He
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
88.
DYNAMIC SEISMIC RESPONSE ANALYSIS OF NUCLEAR STORAGE TANK BASED ON FLUID-STRUCTURE COUPLING METHOD
机译:
基于流固耦合方法的核储罐动态地震反应分析
作者:
Yu Weng
;
Yang Jiang
;
Hongfang Gu
;
Lang Liu
;
Haijun Wang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
89.
THERMAL STRATIFICATION ANALYSIS AND FATIGUE EVALUATION FOR PRESSURIZER SURGE LINE IN NUCLEAR POWER PLANT
机译:
核电站增压器喘振管线的热分层分析和疲劳评估
作者:
Xiao XU
;
Pan LIU
;
Guihe ZHANG
;
Dasheng WANG
;
Ting JIN
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
90.
FLUID-STRUCTURE INTERACTION NUMERICAL ANALYSIS OF THE SPENT FUEL POOL AND STORAGE RACKS UNDER EARTHQUAKE
机译:
地震作用下储油架和储油架的流固耦合数值分析
作者:
Ling Yun
;
Qian Hao
;
Li Lei
;
Ge Honghui
;
Xue Rongjun
;
Shang Ziduan
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
91.
DESIGN AND ANALYSIS OF KEY INSTRUMENTS OF SUPERCRITICAL CARBON DIOXIDE BRAYTON CYCLE IN FUTURE NUCLEAR POWER FIELD
机译:
未来核动力场中超临界二氧化碳布雷顿循环关键仪器的设计与分析
作者:
Lin Yuansheng
;
Wu Jun
;
Ma Can
;
Dai Chunhui
;
Zhao Zhenxing
;
Tao Mo
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Supercritical carbon dioxide;
Turbomachinery;
Design and analysis;
Nuclear power;
92.
OVERVIEW OF THE CAP1400 REACTOR HYDRAULIC SIMULATION TESTS
机译:
CAP1400反应器液压模拟测试概述
作者:
Lin Shaoxuan
;
Fang Ying
;
Yang Ping
;
Zhang Wei
;
Zhang Ming
;
Ding Zonghua
;
Wang Sheng
;
Liang Yejia
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
CAP1400;
Reactor Hydraulic Test;
Mixing Test;
Flow Visualization Tests;
Bypass Flow Tests;
93.
Theoretical research about the dynamics of a rotor with a decreasing length suspended by active magnetic bearing
机译:
主动磁悬浮悬浮转子的动力学研究
作者:
Liu Xingnan
;
Shi Zhengang
;
Yang Guojun
;
Yan Xunshi
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
94.
CORROSION SUSCEPTIBILITY IN HIGH TEMPERATURE LIQUID/VAPOR ENVIRONMENTS OF MATERIALS FOR TUBING OF HEAVY-WATER COLLECTION SYSTEM IN CANDU NUCLEAR POWER PLANT
机译:
坎杜核电站重水收集系统中物料在高温液体/蒸气环境中的腐蚀敏感性
作者:
Guangfu LI
;
Xinghong YANG
;
Liang ZHAO
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
CANDU reactor;
heavy-water collection tubing;
Corrosion;
high temperature solution/vapor;
environmental factors;
95.
RESEARCHED ON THE CHARACTER OF PERFORMANCE TEST FOR A TYPE OF ENERGY ABSORBING ASSEMBLY AND MATHEMATIC ANALYSIS MODEL
机译:
一类能量吸收组件性能测试的特性及数学分析模型的研究
作者:
Ruirong Zhu
;
Keqi Pan
;
Bingbing Liang
;
Xinyu Yuan
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Pipe Whip Restraint;
Energy Absorbing Assembly;
High Energy Piping;
Reaction Loads;
96.
THE FRACTURE BEHAVIOR OF HYDROGEN-CHARGED A508III LOW ALLOY STEEL IN THE PROCESS OF NATURAL HYDROGEN-ESCAPING
机译:
充氢过程中充氢A508III低合金钢的断裂行为
作者:
Qian Xiao
;
Junjie Chen
;
Zhanpeng Lu
;
Hao Peng
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
97.
THE RESEARCH OF INTEGRATION OF DESIGN AND ANALYSIS BASED ON 3D DESIGN PLATFORM OF NPP
机译:
基于核电厂3D设计平台的设计与分析集成研究
作者:
XIAO YU
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
98.
EFFECT OF SPRAY SYSTEM ON IN CONTAINMENT FISSION PRODUCT WASHOUT DURING IN-VESSEL RELEASE PHASE
机译:
喷雾系统在容器释放阶段对容器裂变产品洗涤的影响
作者:
Khurram Mehboob
;
Mohammad. S. Aljohani
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
LOCA;
fission product;
Spray flow;
PWR;
Sprinkle sprinkles;
Spray droplet mean diameter;
99.
DATA COMPILING AND ANALYSIS OF OXIDE FILM GROWTH ON NICKEL-BASE ALLOYS IN HIGH TEMPERATURE WATER
机译:
高温水中镍基合金氧化膜生长的数据汇编和分析
作者:
Xiangkun Ru
;
Zhanpeng Lu
;
Junjie Chen
;
Hao Peng
;
Qi Xiong
;
Jiarong Ma
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
100.
Researches on the Test of Web Local Failure Modes and Related FEA Study
机译:
Web本地故障模式测试研究及相关的FEA研究
作者:
Wenyu Xiao
;
Bingbing Liang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
web local failure;
concentrated load;
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