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International congress on advances in nuclear power plants
International congress on advances in nuclear power plants
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1.
SALT CLEANUP AND WASTE SOLIDIFICATION INTO IRON PHOSPHATE OR BOROSILICATE GLASS WITH HALIDE RECYCLE FOR FISSION AND FUSION SALT REACTORS
机译:
用卤化物再循环盐清洗和废料凝固到磷酸铁或硼硅酸盐玻璃中,用于裂变和融合盐反应器
作者:
Charles Forsberg
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
2.
SALT CLEANUP AND WASTE SOLIDIFICATION INTO IRON PHOSPHATE OR BOROSILICATE GLASS WITH HALIDE RECYCLE FOR FISSION AND FUSION SALT REACTORS
机译:
用卤化物再循环盐清洗和废料凝固到磷酸铁或硼硅酸盐玻璃中,用于裂变和融合盐反应器
作者:
Charles Forsberg
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
3.
SOME CHEMICAL ASPECTS OF MOLTEN-SALT REACTORS SPECIFICALLY IN TRU BURNING APPLICATIONS
机译:
熔盐反应器的一些化学方面,具体在TRU燃烧应用中
作者:
Yasuo Hirose
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
4.
SOME CHEMICAL ASPECTS OF MOLTEN-SALT REACTORS SPECIFICALLY IN TRU BURNING APPLICATIONS
机译:
熔盐反应器的一些化学方面,具体在TRU燃烧应用中
作者:
Yasuo Hirose
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
5.
HEAT STORAGE FOR VARIABLE ELECTRICITY PRODUCTION FROM BASE-LOAD REACTORS WITH SODIUM OR SALT IN THE SECONDARY LOOPS
机译:
用于可变电力生产的碱性载荷反应器的可变电力生产中的钠或盐中的次数
作者:
Charles Forsberg
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
6.
SODIUM THERMAL-HYDRAULIC TEST PROGRAM FOR DESIGN VALIDATION OF PROTOTYPE GEN-IV SODIUM-COOLED FAST REACTOR
机译:
用于设计验证原型Gen-IV钠冷却快速反应器的钠热液压试验计划
作者:
Jaehyuk Eoh
;
Jevvhan Lee
;
Hyungmo Kim
;
Jung Yoon
;
Hyeong-Yeon Lee
;
Ji-Young Jeong
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
7.
CONTRIBUTION OF THE OECD PKL-3 PROJECT TO THE VALIDATION OF THE SYSTEM CODE ATHLET
机译:
经合组织PKL-3项目对系统代码运动员验证的贡献
作者:
H. Austregesilo
;
T. Hollands
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
8.
THE REDISTRIBUTION OF FORCES IN A PEBBLE BED REACTOR DUE TO RADIATION INDUCED PEBBLE SHRINKAGE AND OTHER PROPERTY CHANGES
机译:
由于辐射诱导卵石收缩和其他性能发生,卵石床反应堆中力的重新分配
作者:
Jordan Cox
;
Brian Woods
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
9.
THERMAL HYDRAULIC PERFORMANCE OF THE DECAY HEAT REMOVAL SYSTEM FOR THE INTEGRAL INHERENTLY SAFE LIGHT WATER REACTOR
机译:
用于整体固有安全的轻水反应器的衰减散热系统的热液压性能
作者:
Giovanni Maronati
;
Bojan Petrovic
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
10.
ADVANCED WELDING TECHNOLOGY DEVELOPMENT FOR NUCLEAR REACTOR REPAIR
机译:
核反应堆修复先进的焊接技术开发
作者:
Wei Tang
;
Jian Chen
;
Brian Gibson
;
Roger Miller
;
Scarlett Clark
;
Mark Vance
;
Zhili Feng
;
Keith Leonard
;
Jonathan Tatman
;
Benjamin Sutton
;
Gregory Frederick
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
11.
MEANS OF MEETING ADAPTED CHAPTER 15 REQUIREMENTS FOR A SMALL MODULAR REACTOR COOLED BY LEAD-BISMUTH
机译:
会议方法调整了由铅铋冷却的小模块化反应器的第15章的要求
作者:
D. Wootan
;
R. Omberg
;
A. Casella
;
N. Lahaye
;
B. Mcdowell
;
W. Stokes
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
12.
SAFETY MARGIN CHARACTERIZATION FOR ATR HIGH POWER FUELED EXPERIMENTS
机译:
ATR高功率燃料实验的安全保证金表征
作者:
Akshay Dave
;
Yu-Jou Wang
;
Lin-wen Hu
;
Kaichao Sun
;
Joseph Nielsen
;
Paul Murray
;
Ryan Marlow
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
13.
SODIUM THERMAL-HYDRAULIC TEST PROGRAM FOR DESIGN VALIDATION OF PROTOTYPE GEN-IV SODIUM-COOLED FAST REACTOR
机译:
用于设计验证原型Gen-IV钠冷却快速反应器的钠热液压试验计划
作者:
Jaehyuk Eoh
;
Jevvhan Lee
;
Hyungmo Kim
;
Jung Yoon
;
Hyeong-Yeon Lee
;
Ji-Young Jeong
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
14.
ADVANCED WELDING TECHNOLOGY DEVELOPMENT FOR NUCLEAR REACTOR REPAIR
机译:
核反应堆修复先进的焊接技术开发
作者:
Wei Tang
;
Jian Chen
;
Brian Gibson
;
Roger Miller
;
Scarlett Clark
;
Mark Vance
;
Zhili Feng
;
Keith Leonard
;
Jonathan Tatman
;
Benjamin Sutton
;
Gregory Frederick
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
15.
ANALYTICAL AND NUMERICAL STUDY OF THE STALLING PHENOMENON IN AN ELECTROMAGNETIC PUMP FOR A SODIUM FAST REACTOR
机译:
快速反应器电磁泵中停滞现象的分析与数值研究
作者:
E. Martin Lopez
;
Y. Delannoy
;
F. Benoit
;
A. Mufioz Medina
;
R. Martinie
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
关键词:
Magnetohydrodynamic;
induction pump;
stalling phenomenon;
sodium-cooled fast reactor;
performance curve;
16.
Design of close and open channel experiments to study molten salt flows
机译:
近距离和开放的通道实验设计熔盐流动
作者:
Pablo Rubiolo
;
Mauricio Tano
;
Julien Giraud
;
Veronique Ghetta
;
Juan Blanco
;
Olivier Doche
;
Nicolas Capellan
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
17.
SFP PSA Development for UK ABWR
机译:
英国ABWR的SFP PSA开发
作者:
Daisuke Taniguehi
;
Yuki Jshiwatari
;
Naoki Hirokawa
;
Bumpei Fujioka
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
18.
THE REDISTRIBUTION OF FORCES IN A PEBBLE BED REACTOR DUE TO RADIATION INDUCED PEBBLE SHRINKAGE AND OTHER PROPERTY CHANGES
机译:
由于辐射诱导卵石收缩和其他性能发生,卵石床反应堆中力的重新分配
作者:
Jordan Cox
;
Brian Woods
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
19.
THERMAL HYDRAULIC PERFORMANCE OF THE DECAY HEAT REMOVAL SYSTEM FOR THE INTEGRAL INHERENTLY SAFE LIGHT WATER REACTOR
机译:
用于整体固有安全的轻水反应器的衰减散热系统的热液压性能
作者:
Giovanni Maronati
;
Bojan Petrovic
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
20.
HEAT STORAGE FOR VARIABLE ELECTRICITY PRODUCTION FROM BASE-LOAD REACTORS WITH SODIUM OR SALT IN THE SECONDARY LOOPS
机译:
用于可变电力生产的碱性载荷反应器的可变电力生产中的钠或盐中的次数
作者:
Charles Forsberg
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
21.
CONTRIBUTION OF THE OECD PKL-3 PROJECT TO THE VALIDATION OF THE SYSTEM CODE ATHLET
机译:
经合组织PKL-3项目对系统代码运动员验证的贡献
作者:
H. Austregesilo
;
T. Hollands
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
22.
Design of close and open channel experiments to study molten salt flows
机译:
近距离和开放的通道实验设计熔盐流动
作者:
Pablo Rubiolo
;
Mauricio Tano
;
Julien Giraud
;
Veronique Ghetta
;
Juan Blanco
;
Olivier Doche
;
Nicolas Capellan
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
23.
SAFETY MARGIN CHARACTERIZATION FOR ATR HIGH POWER FUELED EXPERIMENTS
机译:
ATR高功率燃料实验的安全保证金表征
作者:
Akshay Dave
;
Yu-Jou Wang
;
Lin-wen Hu
;
Kaichao Sun
;
Joseph Nielsen
;
Paul Murray
;
Ryan Marlow
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
24.
SFP PSA Development for UK ABWR
机译:
英国ABWR的SFP PSA开发
作者:
Daisuke Taniguehi
;
Yuki Jshiwatari
;
Naoki Hirokawa
;
Bumpei Fujioka
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
25.
MEANS OF MEETING ADAPTED CHAPTER 15 REQUIREMENTS FOR A SMALL MODULAR REACTOR COOLED BY LEAD-BISMUTH
机译:
会议方法调整了由铅铋冷却的小模块化反应器的第15章的要求
作者:
D. Wootan
;
R. Omberg
;
A. Casella
;
N. Lahaye
;
B. Mcdowell
;
W. Stokes
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
26.
ANALYTICAL AND NUMERICAL STUDY OF THE STALLING PHENOMENON IN AN ELECTROMAGNETIC PUMP FOR A SODIUM FAST REACTOR
机译:
快速反应器电磁泵中停滞现象的分析与数值研究
作者:
E. Martin Lopez
;
Y. Delannoy
;
F. Benoit
;
A. Mufioz Medina
;
R. Martinie
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
关键词:
Magnetohydrodynamic;
induction pump;
stalling phenomenon;
sodium-cooled fast reactor;
performance curve;
27.
IMPACT OF TECHNOLOGICAL INNOVATION ON NUCLEAR POWER PLANT CAPITAL COSTS
机译:
技术创新对核电厂资本成本的影响
作者:
Giovanni Maronati
;
Abdalla Abou-Jaoude
;
Bojan Petrovic
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
28.
Considerations from the Benchmark Comparison of OXBOW against IWGFR Mechanical Analysis Codes
机译:
来自IWGFR机械分析代码的基准比较的考虑因素
作者:
Jason B. Meng
;
Francesco Deleo
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
29.
Coarse Grid Computational Fluid Dynamics (CG-CFD) Error Prediction via Random Forest Regression
机译:
通过随机林回归粗略网格计算流体动力学(CG-CFD)误差预测
作者:
Botros N. Hanna
;
Nam Dinh
;
Igor A. Bolotnov
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
30.
PREDICTIVE MODELING OF A PARADIGM MECHANICAL COOLING TOWER
机译:
范式机械冷却塔的预测建模
作者:
Ruixian Fang
;
Dan G. Cacuci
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
31.
CATHARE3 TRANSIENT ANALYSIS OF AN INNOVATIVE POWER CONVERSION SYSTEM BASED ON THE BRAYTON CYCLE MODELLED WITH REAL GAS EQUATIONS OF STATE
机译:
基于Brayton循环建模的基于BRAYTON循环的Cathare3瞬态分析
作者:
Jean-Baptiste DROIN
;
Vincent PASCAL
;
Paul GAUTHE
;
Frederic BERTRAND
;
Gedeon MAUGER
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
32.
NUMERICAL INVESTIGATION OF THERMAL BOUNDARY CONDITIONS OF A HIGH-TEMPERATURE PCHE WITH ZIGZAG FLOW CHANNELS
机译:
Z字形流动通道高温PCHE热边界条件的数值研究
作者:
Minghui Chen
;
Xiaodong Sun
;
Richard N. Christensen
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
33.
EXPERIMENTAL STUDY OF THE EFFECT OF MOLYBDENUM ON IODINE TRANSPORT IN THE PRIMARY CIRCUIT DURING A SEVERE NUCLEAR POWER PLANT ACCIDENT
机译:
钼对严重核电站事故中初级回路碘输运作用的实验研究
作者:
Melany Gouello
;
Jouni Hokkinen
;
Teemu Karkela
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
34.
PROGRESS IN THE DESIGN OF THE ASTRID NUCLEAR ISLAND
机译:
Astrid核岛的设计进展
作者:
CHENAUD Marie-Sophie
;
RODRIGUEZ Gilles
;
DIRAT Jean-Francois
;
VILLEDIEU Alexandre
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
35.
EXPERIMENTAL STUDY OF THE EFFECT OF MOLYBDENUM ON IODINE TRANSPORT IN THE PRIMARY CIRCUIT DURING A SEVERE NUCLEAR POWER PLANT ACCIDENT
机译:
钼对严重核电站事故中初级回路碘输运作用的实验研究
作者:
Melany Gouello
;
Jouni Hokkinen
;
Teemu Karkela
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
36.
CATHARE3 TRANSIENT ANALYSIS OF AN INNOVATIVE POWER CONVERSION SYSTEM BASED ON THE BRAYTON CYCLE MODELLED WITH REAL GAS EQUATIONS OF STATE
机译:
基于Brayton循环建模的基于BRAYTON循环的Cathare3瞬态分析
作者:
Jean-Baptiste DROIN
;
Vincent PASCAL
;
Paul GAUTHE
;
Frederic BERTRAND
;
Gedeon MAUGER
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
37.
PREDICTIVE MODELING OF A PARADIGM MECHANICAL COOLING TOWER
机译:
范式机械冷却塔的预测建模
作者:
Ruixian Fang
;
Dan G. Cacuci
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
38.
Considerations from the Benchmark Comparison of OXBOW against IWGFR Mechanical Analysis Codes
机译:
来自IWGFR机械分析代码的基准比较的考虑因素
作者:
Jason B. Meng
;
Francesco Deleo
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
39.
DYNAMICS AND STABILITY ANALYSIS OF DFT USING U-PU AND TRU FUEL SALTS
机译:
使用U-PU和TRU燃料的DFT动力学和稳定性分析
作者:
Xiang Wang
;
Chunyu Liu
;
Rafael Macian-Juan
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
40.
IMPACT OF TECHNOLOGICAL INNOVATION ON NUCLEAR POWER PLANT CAPITAL COSTS
机译:
技术创新对核电厂资本成本的影响
作者:
Giovanni Maronati
;
Abdalla Abou-Jaoude
;
Bojan Petrovic
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
41.
NUCLEAR POWER PLANT DESIGN RESILIENCE AGAINST HAZARD COMBINATIONS - A MULTI-DISCIPLINE VIEW
机译:
核电站设计抵御危险组合的弹性 - 多学科视图
作者:
Diego Fernandez Lisbona
;
Anastasios Alexiou
;
Tanya MacLeod
;
Leslie Smith
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
42.
SIMULATION OF TWO-PHASE FLOWS WITH CONDENSATION IN CFD APPLICATIONS
机译:
CFD应用中凝结的两相流模拟
作者:
A. Mansour
;
E. Laurien
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
43.
WESTINGHOUSE LEAD FAST REACTOR DEVELOPMENT: SAFETY AND ECONOMICS CAN COEXIST
机译:
Westinghouse领先快速反应堆发展:安全和经济学可以共存
作者:
C. Stansbury
;
M. Smith
;
P. Ferroni
;
A. Harkness
;
F. Franceschini
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
44.
MODELLING RIA/LOCA EXPERIMENTS BY FRAPTRAN WITH ADVANCED CLADDING MATERIALS
机译:
使用先进的包层材料模拟RIA / LOCA实验
作者:
Joshua Stone
;
Hangbok Choi
;
Robert W. Schleicher
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
45.
Coarse Grid Computational Fluid Dynamics (CG-CFD) Error Prediction via Random Forest Regression
机译:
通过随机林回归粗略网格计算流体动力学(CG-CFD)误差预测
作者:
Botros N. Hanna
;
Nam Dinh
;
Igor A. Bolotnov
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
46.
NUMERICAL INVESTIGATION OF THERMAL BOUNDARY CONDITIONS OF A HIGH-TEMPERATURE PCHE WITH ZIGZAG FLOW CHANNELS
机译:
Z字形流动通道高温PCHE热边界条件的数值研究
作者:
Minghui Chen
;
Xiaodong Sun
;
Richard N. Christensen
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
47.
SERRATED PLASTIC DEFORMATION BEHAVIOR IN ALLOY 709
机译:
合金709中的锯齿状塑性变形行为
作者:
Abdullah S. Alomari
;
N. Kumar
;
K.L. Murty
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
48.
Preliminary Core and Fuel Design of BWR with Multi-Axial Fuel Shuffling
机译:
用多轴燃料洗牌BWR初步核心和燃料设计
作者:
Yudai Tasaki
;
Akirumi Yamaji
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
49.
Preliminary Core and Fuel Design of BWR with Multi-Axial Fuel Shuffling
机译:
用多轴燃料洗牌BWR初步核心和燃料设计
作者:
Yudai Tasaki
;
Akirumi Yamaji
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
50.
MODELLING RIA/LOCA EXPERIMENTS BY FRAPTRAN WITH ADVANCED CLADDING MATERIALS
机译:
使用先进的包层材料模拟RIA / LOCA实验
作者:
Joshua Stone
;
Hangbok Choi
;
Robert W. Schleicher
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
51.
WESTINGHOUSE LEAD FAST REACTOR DEVELOPMENT: SAFETY AND ECONOMICS CAN COEXIST
机译:
Westinghouse领先快速反应堆发展:安全和经济学可以共存
作者:
C. Stansbury
;
M. Smith
;
P. Ferroni
;
A. Harkness
;
F. Franceschini
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
52.
DYNAMICS AND STABILITY ANALYSIS OF DFT USING U-PU AND TRU FUEL SALTS
机译:
使用U-PU和TRU燃料的DFT动力学和稳定性分析
作者:
Xiang Wang
;
Chunyu Liu
;
Rafael Macian-Juan
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
53.
PROGRESS IN THE DESIGN OF THE ASTRID NUCLEAR ISLAND
机译:
Astrid核岛的设计进展
作者:
CHENAUD Marie-Sophie
;
RODRIGUEZ Gilles
;
DIRAT Jean-Francois
;
VILLEDIEU Alexandre
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
54.
SERRATED PLASTIC DEFORMATION BEHAVIOR IN ALLOY 709
机译:
合金709中的锯齿状塑性变形行为
作者:
Abdullah S. Alomari
;
N. Kumar
;
K.L. Murty
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
55.
SIMULATION OF TWO-PHASE FLOWS WITH CONDENSATION IN CFD APPLICATIONS
机译:
CFD应用中凝结的两相流模拟
作者:
A. Mansour
;
E. Laurien
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
56.
NUCLEAR POWER PLANT DESIGN RESILIENCE AGAINST HAZARD COMBINATIONS - A MULTI-DISCIPLINE VIEW
机译:
核电站设计抵御危险组合的弹性 - 多学科视图
作者:
Diego Fernandez Lisbona
;
Anastasios Alexiou
;
Tanya MacLeod
;
Leslie Smith
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
57.
EXPERIMENTAL AND NUMERICAL INVESTIGATIONS ON HYDRAULICS OF PROTOTYPICAL POROUS CONCRETES FOR AN EX-VESSEL BOTTOM COOLING CONCEPT
机译:
例阀底部冷却概念原型多孔混凝土液压试验和数值研究
作者:
OEzlem Yilmaz
;
Michael Buck
;
Joerg Starflinger
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
58.
Comparative Study on Prediction Accuracy Improvement Methods with the Use of Integral Experiments for Neutronic Characteristics of Fast Reactors
机译:
用于预测准确性改进方法对快速反应器中子特征的一体实验的预测准确性改进方法的比较研究
作者:
Kenji YOKOYAMA
;
Takanori KITADA
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
59.
APPLICATION OF SEVERAL NUMERICAL METHODS FOR EX-VESSEL DEBRIS BED FORMATION IN A LWR SEVERE ACCIDENT
机译:
若干数值方法在LWR严重事故中进行血管碎片床形成的数值
作者:
Wael Hilali
;
Nihed Lasmar
;
Michael Buck
;
Joerg Starflinger
;
Eckart Laurien
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
60.
Experimental Methods to Model and Validate Coiled Tube Gas Heater for Nuclear Brayton Cycles
机译:
核布雷顿循环模型与验证卷材加热器的实验方法
作者:
Andrew Greenop
;
Jae Keun Choi
;
Bryant Phan
;
Per Peterson
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
61.
ABSORPTION CHILLER AND STRATIFIED CHILLED-WATER STORAGE TANK CONFIGURATIONS FOR COUPLING TO A SMALL MODULAR REACTOR
机译:
吸收冷却器和分层冷却 - 储水罐配置,用于耦合到小型模块化反应器
作者:
Corey Misenheimer
;
Konor Frick
;
Stephen Terry
;
J. Michael Doster
;
Shannon Bragg-Sitton
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
62.
COMPARISON OF NET PRESENT VALUE FOR CONSTRUCTION PROJECTS OF TWO OFFSHORE FLOATING NUCLEAR POWER PLANT DESIGNS, USING A MONTE CARLO METHOD FOR EVALUATION OF THE PROJECT UNCERTAINTIES
机译:
两种海上浮动核电站设计净现象价值的比较,利用蒙特卡罗法评价项目不确定性
作者:
P. Minelli
;
M. Golay
;
J. Buongiorno
;
N. Todreas
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
63.
A SEMI-ANALYTICAL MATRIX TO EXTRACT k_(eff) AND/OR CRITICAL PARAMETERS OF FISSILE CORES -AS AN AID FOR DETERMINISTIC CALCULATIONS OF MULTI-GROUP NEUTRONICS
机译:
用于提取k_(eff)和/或裂变核心临界参数的半分析矩阵 - 辅助多组中子学的确定性计算
作者:
Eric V. Steinfelds
;
Barry D. Ganapol
;
Keith Andrew
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
64.
NUMERICAL SIMULATIONS AT DIFFERENT SCALES FOR THE CIRCE FACILITY
机译:
CIRCE设施不同尺度的数值模拟
作者:
K. Zwijsen
;
D. Dovizio
;
P.A. Breijder
;
F. Alcaro
;
F. Roelofs
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
65.
Preliminary Hazard Assessment and Component Reliability Database for the Molten Salt Reactor Experiment
机译:
熔盐反应器实验的初步危害评估和组分可靠性数据库
作者:
Brandon Chisholm
;
Steve Krahn
;
Allen Croff
;
Paul Marotta
;
Andrew Sowder
;
Nick Smith
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
66.
Proposal of new safety measures for European Sodium Fast Reactor to be evaluated in framework of Horizon-2020 ESFR-SMART project
机译:
在Horizo n-2020 ESFR-SMART项目框架中评估欧洲钠快速反应堆的新安全措施的建议
作者:
Joel Guidez
;
Andrei Rineiski
;
Gerard Prele
;
Enrico Girardi
;
Janos Bodi
;
Konstantin Mikityuk
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
67.
Fuel Cycle Developments and Safety Analyses of Transition Core Plan for Supporting MIT Reactor Low Enriched Uranium Conversion
机译:
用于支撑MIT反应器的过渡核心计划的燃料循环开发和安全分析低富集铀转换
作者:
Kaichao Sun
;
Akshay Dave
;
Lin-wen Hu
;
Erik Wilson
;
Thad Heltemes
;
Son Pham
;
David Jaluvka
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
68.
GREENHOUSE GAS ASSESSMENT FOR THE CANADIAN NUCLEAR FUEL LIFE CYCLE
机译:
加拿大核燃料生命周期的温室气体评估
作者:
H. Mazhar
;
C. Azih R. David
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
69.
Assessment of a Robust Second Generation URANS Turbulence Model for Prediction of Thermal Striping in T-Junction Configurations
机译:
评估鲁棒的第二代尿素湍流模型,用于预测T-结配置中的热条纹
作者:
Jinyong Feng
;
Tarek Frahi
;
Emilio Baglietto
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
70.
DESIGN AND OPERATION OF AN ELECTRIC PEAKING/INDUSTRIAL STEAM PRODUTION UNIT FOR SMRS
机译:
SMRS电动峰值/工业蒸汽生产装置的设计与运行
作者:
Konor Frick
;
J. Michael Doster
;
Shannon M. Bragg Sitton
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
71.
Fuel Cycle Developments and Safety Analyses of Transition Core Plan for Supporting MIT Reactor Low Enriched Uranium Conversion
机译:
用于支撑MIT反应器的过渡核心计划的燃料循环开发和安全分析低富集铀转换
作者:
Kaichao Sun
;
Akshay Dave
;
Lin-wen Hu
;
Erik Wilson
;
Thad Heltemes
;
Son Pham
;
David Jaluvka
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
72.
DESIGN AND OPERATION OF AN ELECTRIC PEAKING/INDUSTRIAL STEAM PRODUTION UNIT FOR SMRS
机译:
SMRS电动峰值/工业蒸汽生产装置的设计与运行
作者:
Konor Frick
;
J. Michael Doster
;
Shannon M. Bragg Sitton
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
73.
ABSORPTION CHILLER AND STRATIFIED CHILLED-WATER STORAGE TANK CONFIGURATIONS FOR COUPLING TO A SMALL MODULAR REACTOR
机译:
吸收冷却器和分层冷却 - 储水罐配置,用于耦合到小型模块化反应器
作者:
Corey Misenheimer
;
Konor Frick
;
Stephen Terry
;
J. Michael Doster
;
Shannon Bragg-Sitton
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
74.
Proposal of new safety measures for European Sodium Fast Reactor to be evaluated in framework of Horizon-2020 ESFR-SMART project
机译:
在Horizo n-2020 ESFR-SMART项目框架中评估欧洲钠快速反应堆的新安全措施的建议
作者:
Joel Guidez
;
Andrei Rineiski
;
Gerard Prele
;
Enrico Girardi
;
Janos Bodi
;
Konstantin Mikityuk
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
75.
SUPERCRITICAL CARBON DIOXIDE BRAYTON CYCLE FOR HYBRIDIZATION OF A SMALL MODULAR REACTOR AND A CONCENTRATED SOLAR POWER PLANT WITH THERMAL ENERGY STORAGE
机译:
用于杂交的超临界二氧化碳Brayton循环,用于小模块化反应器和热能储存的集中太阳能发电厂
作者:
Q.T. Pham
;
N. Tauveron
;
N. Alpy
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
76.
APPLICATION OF SEVERAL NUMERICAL METHODS FOR EX-VESSEL DEBRIS BED FORMATION IN A LWR SEVERE ACCIDENT
机译:
若干数值方法在LWR严重事故中进行血管碎片床形成的数值
作者:
Wael Hilali
;
Nihed Lasmar
;
Michael Buck
;
Joerg Starflinger
;
Eckart Laurien
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
77.
Assessment of a Robust Second Generation URANS Turbulence Model for Prediction of Thermal Striping in T-Junction Configurations
机译:
评估鲁棒的第二代尿素湍流模型,用于预测T-结配置中的热条纹
作者:
Jinyong Feng
;
Tarek Frahi
;
Emilio Baglietto
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
78.
Comparative Studies of Sensitivity Analysis for Coupled VERA-CS/FRAPCON and VERA-CS/BISON Simulations
机译:
耦合Vera-CS / FRAPCON和VERA-CS / BIOMM模拟敏感性分析的比较研究
作者:
Hongbin Zhang
;
Cole Blakley
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
79.
Preliminary Hazard Assessment and Component Reliability Database for the Molten Salt Reactor Experiment
机译:
熔盐反应器实验的初步危害评估和组分可靠性数据库
作者:
Brandon Chisholm
;
Steve Krahn
;
Allen Croff
;
Paul Marotta
;
Andrew Sowder
;
Nick Smith
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
80.
GREENHOUSE GAS ASSESSMENT FOR THE CANADIAN NUCLEAR FUEL LIFE CYCLE
机译:
加拿大核燃料生命周期的温室气体评估
作者:
H. Mazhar
;
C. Azih R. David
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
81.
EXPERIMENTAL AND NUMERICAL INVESTIGATIONS ON HYDRAULICS OF PROTOTYPICAL POROUS CONCRETES FOR AN EX-VESSEL BOTTOM COOLING CONCEPT
机译:
例阀底部冷却概念原型多孔混凝土液压试验和数值研究
作者:
OEzlem Yilmaz
;
Michael Buck
;
Joerg Starflinger
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
82.
COMPARISON OF NET PRESENT VALUE FOR CONSTRUCTION PROJECTS OF TWO OFFSHORE FLOATING NUCLEAR POWER PLANT DESIGNS, USING A MONTE CARLO METHOD FOR EVALUATION OF THE PROJECT UNCERTAINTIES
机译:
两种海上浮动核电站设计净现象价值的比较,利用蒙特卡罗法评价项目不确定性
作者:
P. Minelli
;
M. Golay
;
J. Buongiorno
;
N. Todreas
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
83.
Experimental Methods to Model and Validate Coiled Tube Gas Heater for Nuclear Brayton Cycles
机译:
核布雷顿循环模型与验证卷材加热器的实验方法
作者:
Andrew Greenop
;
Jae Keun Choi
;
Bryant Phan
;
Per Peterson
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
84.
Comparative Study on Prediction Accuracy Improvement Methods with the Use of Integral Experiments for Neutronic Characteristics of Fast Reactors
机译:
用于预测准确性改进方法对快速反应器中子特征的一体实验的预测准确性改进方法的比较研究
作者:
Kenji YOKOYAMA
;
Takanori KITADA
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
85.
HYBRID FISSION-FUSION SYSTEMS FOR SUSTAINABLE TRITIUM PRODUCTION
机译:
可持续氚产量的混合裂变融合系统
作者:
Hao Wang
;
Zhiyao Xing
;
Eugene Shwageraus
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
86.
A SEMI-ANALYTICAL MATRIX TO EXTRACT k_(eff) AND/OR CRITICAL PARAMETERS OF FISSILE CORES -AS AN AID FOR DETERMINISTIC CALCULATIONS OF MULTI-GROUP NEUTRONICS
机译:
用于提取k_(eff)和/或裂变核心临界参数的半分析矩阵 - 辅助多组中子学的确定性计算
作者:
Eric V. Steinfelds
;
Barry D. Ganapol
;
Keith Andrew
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
87.
NUMERICAL SIMULATIONS AT DIFFERENT SCALES FOR THE CIRCE FACILITY
机译:
CIRCE设施不同尺度的数值模拟
作者:
K. Zwijsen
;
D. Dovizio
;
P.A. Breijder
;
F. Alcaro
;
F. Roelofs
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
88.
Comparative Studies of Sensitivity Analysis for Coupled VERA-CS/FRAPCON and VERA-CS/BISON Simulations
机译:
耦合Vera-CS / FRAPCON和VERA-CS / BIOMM模拟敏感性分析的比较研究
作者:
Hongbin Zhang
;
Cole Blakley
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
89.
HYBRID FISSION-FUSION SYSTEMS FOR SUSTAINABLE TRITIUM PRODUCTION
机译:
可持续氚产量的混合裂变融合系统
作者:
Hao Wang
;
Zhiyao Xing
;
Eugene Shwageraus
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
90.
SUPERCRITICAL CARBON DIOXIDE BRAYTON CYCLE FOR HYBRIDIZATION OF A SMALL MODULAR REACTOR AND A CONCENTRATED SOLAR POWER PLANT WITH THERMAL ENERGY STORAGE
机译:
用于杂交的超临界二氧化碳Brayton循环,用于小模块化反应器和热能储存的集中太阳能发电厂
作者:
Q.T. Pham
;
N. Tauveron
;
N. Alpy
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
91.
PRELIMINARY DESIGN OF HYBRID SMALL MODULAR BOILING WATER REACTOR WITH EXTERNAL SUPERHEATER
机译:
杂交小型模块化沸水反应器与外部过热器的初步设计
作者:
Andhika F. Wibisono
;
Jeong lk Lee
;
Eugene Shvvageraus
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
92.
DESIGN OF A COMPACT HEAT EXCHANGER AND HEAT TRANSFER INVESTIGATIONS OF A SCALED DOWN sCO2-HeRo SYSTEM
机译:
缩小SCO2-HERO系统的紧凑型热交换器和传热研究的设计
作者:
Marcel Straetz
;
Rainer Mertz
;
Joerg Starflinger
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
93.
STEEL CONCRETE MODULES IN DESIGN OF GENERATION IV NUCLEAR POWER PLANT BUILDINGS
机译:
IV核电站建筑设计中的钢混凝土模块
作者:
Pierre Saunier
;
Franck Peysson
;
Denis Etienne
;
Julien Niepceron
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
94.
IMPROVEMENT OF SODIUM FAST REACTOR CONTROL RODS CALCULATIONS WITH APOLLO3~?
机译:
用apollo3改善快速反应器控制杆计算杆计算
作者:
H. Guo
;
G. Martin
;
L. Buiron
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
95.
FRENCH SCENARIOS TOWARD FAST PLUTONIUM MULTI-RECYCLING IN PWR
机译:
法国情景在PWR中快速钚多回收
作者:
Guillaume MARTIN
;
Maxime GUYOT
;
Frederic LAUGIER
;
Gerald SENENTZ
;
Guillaume KRIVTCHIK
;
Bertrand CARLIER
;
David LECARPENTIER
;
Frederic DESCAMPS
;
Christine CHABERT
;
Romain ESCHBACH
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
96.
MULTIPHYSICS STUDY OF THE DRAINING TRANSIENTS IN THE MOLTEN SALT FAST REACTOR
机译:
熔盐快速反应器中排出瞬变的多体学研究
作者:
Mauricio Tano
;
Pablo Rubiolo
;
Julien Giraud
;
Veronique Ghetta
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
97.
INVESTIGATION INTO REACTIVITY FEEDBACK OF FHR DESIGNS WITH ALTERNATIVE COOLANTS
机译:
与替代冷却剂的FHR设计反应性反馈的调查
作者:
Zhiyao Xing
;
Eugene Shwageraus
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
98.
THERMAL HYDRAULICS ANALYSIS OF HIGH TEMPERATURE GAS-COOLED NUCLEAR REACTOR USING MULTIPHYSICS SOFTWARE
机译:
采用多发性软件的高温气体核反应堆热液压分析
作者:
Mofassir Ud Dowla
;
M. A. Rashid Sarkar
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
99.
On the use of inverse problem methods in nuclear reactors design applications
机译:
核反应堆设计应用中逆问题方法的使用
作者:
Mauricio Tano
;
Pablo Rubiolo
;
Julien Giraud
;
Veronique Ghetta
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
100.
FRENCH SCENARIOS TOWARD FAST PLUTONIUM MULTI-RECYCLING IN PWR
机译:
法国情景在PWR中快速钚多回收
作者:
Guillaume MARTIN
;
Maxime GUYOT
;
Frederic LAUGIER
;
Gerald SENENTZ
;
Guillaume KRIVTCHIK
;
Bertrand CARLIER
;
David LECARPENTIER
;
Frederic DESCAMPS
;
Christine CHABERT
;
Romain ESCHBACH
会议名称:
《International congress on advances in nuclear power plants》
|
2018年
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