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International conference on nuclear engineering
International conference on nuclear engineering
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1.
SODIUM COOLED FAST BREAD REACTOR HCDA CODES DEVELOPMENT
机译:
钠冷快速面包反应器HCDA代码开发
作者:
SHI Tai
;
ZHANG Dong-hui
;
HU Wen-jun
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
2.
UNPROTECTED LOSS OF FLOW ANALYSIS OF A MILLION KILOWATT TRAVELING WAVE REACTOR CORE
机译:
百万千瓦级行波反应堆堆芯流动分析的未受保护的损失
作者:
Wenjun Hu
;
Pengrui Qiao
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
3.
THE EUROPEAN UTILITY REQUIREMENTS FOR ADVANCED LIGHT WATER REACTORS (EUR): RECENT ACHIEVEMENTS AND NEW CHALLENGES
机译:
先进的轻水反应堆(EUR)的欧洲实用性要求:近期的成就和新的挑战
作者:
Guillaume Jacquart
;
Olli Kymaelaeinen
;
Jean-Francois Vivier
;
Giovanni Ferraro
;
Emmanuel Vieilletoile
会议名称:
《》
|
2017年
关键词:
Advanced Light Water Reactors;
Generation III;
European Utility Requirements;
EUR Document;
International Harmonisation;
Specifications;
Design Assessments;
4.
ANALYSIS OF THE EFFECT OF BEAM DIVERGENCE ANGLE ON BACK-STREAMING ELECTRON REGION IN ION SOURCE FOR EAST-NBI
机译:
束流发散角对东NBI离子源中反流电子区域的影响分析
作者:
Chundong Hu
;
Mingshan Wu
;
Yahong Xie
;
Jianglong Wei
;
Ling Yu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
EAST-NBI;
back-streaming electrons;
divergence angle;
perveance;
5.
ANALYSIS OF SUSTAINABLE THORIUM FUEL UTILIZATION IN MOLTEN SALT REACTORS STARTING FROM ENRICHED URANIUM
机译:
从富铀开始的熔融盐反应器中可持续利用HOR燃料的分析
作者:
Deyang Cui
;
Xiangzhou Cai
;
Jingen Chen
;
Chenggang Yu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
6.
EXPERIMENTAL STUDY OF THE SODIUM-COOLED FAST REACTOR VESSEL SEISMIC ANALYSIS CONSIDERED THE LIQUID SLOSHING
机译:
考虑液体晃动的钠冷快堆反应堆地震分析实验研究
作者:
Hongda Liu
;
Daogang LU
;
Xiaoxuan Li
;
Xiaojia Zeng
;
Guangdong Bao
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Fast breeder reactor vessel;
Fluid sloshing;
Reduced scaling model;
Seismic table test;
7.
THE MEASURING OF SODIUM DROPLET SIZE DISTRIBUTION AND ITS IMPACT ON THE CONSEQUENCE OF SODIUM SPRAY FIRE
机译:
钠滴尺寸分布的测定及其对喷雾钠火后果的影响
作者:
WANG Guozhi
;
DU Haiou
;
WANG Rongdong
;
SHI Wentao
;
PIAO Jun
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
8.
REQUIREMENT AND DISCUSSION OF DESIGN EXTENSION CONDITIONS
机译:
设计扩展条件的要求和讨论
作者:
Yan Jinquan
;
Chen Song
;
Tian Lin
;
Wang Minglu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
9.
The Integrated Management System for New Nuclear Power Projects-Requirements of IAEA Safety Standards
机译:
新核电项目综合管理系统-原子能机构安全标准的要求
作者:
LI Xiaoping
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
10.
THERMODYNAMIC PERFORMANCE OF 5MW SPACE NUCLEAR POWER SYSTEM BASED ON LIQUID METAL RANKINE CYCLE
机译:
基于液态金属核循环的5MW空间核动力系统的热力学性能
作者:
Xian-Wei CHENG
;
Hao-Chun Zhang
;
Xiao-Qi Li
;
Chen-Xu Zhang
;
Guang-Bo Zhao
会议名称:
《》
|
2017年
关键词:
Space nuclear power;
Rankine cycle;
Liquid metal;
Thermodynamic analysis;
11.
NEUTRONIC ANALYSES FOR CFETR WITH MODULAR HELIUM COOLED LITHIUM CERAMIC BLANKET
机译:
模块化氦冷却锂陶瓷毛毯对中子的中性分析
作者:
Kun Xu
;
Minyou Ye
;
Yuntao Song
;
Mingzhun Lei
;
Shifeng Mao
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
12.
COMPARISON AND ANALYSIS ON TWO KINDS OF PASSIVE RESIDUAL HEAT REMOVAL SYSTEM DESIGNS UNDER STATION BLACKOUT ACCIDENT FOR INTEGRAL SMALL MODULAR REACTOR
机译:
整体式模块化反应器停电事故下两种被动余热排放系统设计的比较与分析
作者:
Fei Li
;
Ning Bai
;
Feng Shen
;
Zhaocan Meng
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
13.
THE RD ACTIVITIES AND FUTURE PLAN OF 4MW HOT CATHODE ION SOURCE FOR EAST NEUTRAL BEAM INJECTOR
机译:
东中子束注入器4MW热阴极离子源的研发活动和未来计划
作者:
Yahong Xie
;
Chundong Hu
;
Sheng Liu
;
Jun Li
;
Yuanlai Xie
;
Lizhen Liang
;
Caichao Jiang
;
Jianglong Wei
;
Yongjian Xu
;
Ling Tao
;
Yuming Gu
;
Shiyong Chen
;
Peng Sheng
;
Zhimin Liu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
14.
STATUS OF THE JSME CODIFICATION ACTIVITIES ON TORNADO-GENERATED MISSILE PROTECTION FOR STRUCTURES OF NUCLEAR POWER PLANTS
机译:
JSME核电厂结构的RNA生成导弹防御活动的编码活动状态
作者:
Koji Shirai
;
Kazuhiko Yamada
;
Masuhiro Beppu
;
Shinichi Yoshida
;
Hideo Hirai
;
Yohei Shinohara
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
15.
CONTROL SCHEME RESEARCH OF 10MW FLUORIDE SALT COOLED HIGH TEMPERATURE EXPERIMENT REACTOR
机译:
10MW氟盐冷却高温实验反应器控制方案研究
作者:
Jian Ruan
;
Minghai Li
;
Yang Zou
;
Hongjie Xu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Control logic;
FHR;
transient analysis;
PID controller;
16.
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
17.
COMPARATIVE STUDY OF BASIC REACTOR PHYSICS OF THE DFR CONCEPT USING U-PU AND TRU FUEL SALTS
机译:
U-PU和TRU燃料盐对DFR概念的基本反应器物理的比较研究
作者:
Xiang Wang
;
Rafael Macian-Juan
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
18.
UNPROTECTED OVERPOWER TRANSIENT ANALYSIS OF A MILLION KILOWATT TRAVELING WAVE REACTOR CORE
机译:
百万千瓦级行波反应堆堆芯的未经保护的过功率瞬态分析
作者:
Pengrui Qiao
;
Jian Zhang
;
Chao Lin
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
19.
MOLECULAR DYNAMICS SIMULATIONS OF DAMAGE CASCADES CREATION IN OXIDE-PARTICLE-EMBEDDED Fe
机译:
氧化物颗粒包埋铁中损伤级联生成的分子动力学模拟
作者:
A Ml Mustafa
;
Zhongyu Li
;
Lin Shao
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
20.
VOID REACTIVITY EFFECT RESEARCH ON LIQUID METAL COOLED FAST REACTOR
机译:
液态金属冷却快速反应器的空反应性效应研究
作者:
Yang LYU
;
Xiao LIANG
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
21.
REINFORCEMENT OF EMERGENCY POWER SUPPLY SYSTEM FOR NEXT GENERATION SFR
机译:
下一代SFR应急电源系统的增强
作者:
Nobuyuki Ishikawa
;
Yoshitaka Chikazawa
;
Daisuke Sato
;
Risako Ikari
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
22.
Research on natural circulation flow characteristics of Floating Nuclear Power Plant in heaving motion
机译:
浮式核电站升沉运动自然循环流动特性研究
作者:
Li Ren
;
Xia Genglei
;
Peng Minjun
;
Zhao Yanan
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
natural circulation;
THEATRe;
in heaving motion;
23.
PRELIMINARY INVESTIGATION OF POOL SLOSHING BEHAVIOR IN A TWO-DIMENSIONAL EXPERIMENT
机译:
二维实验中池溢出行为的初步研究
作者:
LI Shuo
;
CHENG Songbai
;
LI Kejia
;
LIN Shaopeng
;
ZHANG Nan
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
24.
COMMISSIONING OF CIRCE FACILITY FOR SGTR EXPERIMENTAL INVESTIGATION FOR HLMRS AND PRE-TEST ANALYSIS BY SIMMER-IV CODE
机译:
SGTR HLMRS实验研究的循环装置的调试和SIMMER-IV编码的预测试分析
作者:
Alessio Pesetti
;
Mariano Tarantino
;
Piero Gaggini
;
Giuseppe Polazzi
;
Nicola Forgione
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
25.
EXPERIMENTAL INVESTIGATION IN LIFUS5/MOD2 FACILITY OF SPIRAL-TUBE STEAM GENERATOR RUPTURE SCENARIOS FOR ELFR
机译:
ELFR螺旋管蒸汽发生器破裂情景的LIFUS5 / MOD2装置的实验研究
作者:
Alessio Pesetti
;
Stefano Cati
;
Daniel Gianotti
;
Alessandro Del Nevo
;
Valerio Sermenghi
;
Mariano Tarantino
;
Andrea Neri
;
Massimo Valdiserri
;
Nicola Forgione
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
26.
NEUTRONICS ANALYSES OF SMALL COMPACT PRISMATIC NUCLEAR REACTORS FOR THE PRELIMINARY DESIGN
机译:
小型紧凑型核素反应器的中性分析
作者:
Xie Yang
;
Lei Shi
;
Ding She
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
27.
CFD ANALYSIS TECHNIQUE DEVELOPMENT FOR WIRE CONTACT EFFECT OF FUEL RODS WITHIN NEXT GENERATION FBR IN JAPAN
机译:
日本下一代FBR内燃料棒线接触效应的CFD分析技术开发
作者:
Hironori Nakamura
;
Tomoaki Ogata
;
Kazuhiro Oyama
;
Seiichiro Maeda
;
Satoshi Hayakawa
;
Takayuki Ozawa
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
28.
FUSION: GO SMALL TO GO FAST
机译:
融合:小而快
作者:
Giorgio Locatelli
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
29.
Characteristics of Thermal-Hydraulic and Heat Transfer in Liquid Windowless Target of ADS
机译:
ADS液体无窗靶的热工传热特性
作者:
Feng Wang
;
Qiang Wen
;
Xue Qin
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
ADS;
liquid windowless target;
interface;
heat transfer;
numerical analysis;
30.
HERO TEST SECTION FOR EXPERIMENTAL INVESTIGATION OF STEAM GENERATOR BAYONET TUBE OF ALFRED
机译:
蒸汽发生器空心铝管的实验研究
作者:
Davide Rozzia
;
Alessio Pesetti
;
Alessandro Del Nevo
;
Mariano Tarantino
;
Nicola Forgione
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
31.
METHODOLOGY TO INVESTIGATE VIBRATION PHENOMENA CAUSED BY THE STEAM CONDENSATION AT SUBATMOSPHERIC CONDITION
机译:
研究亚临界状态下蒸汽凝结引起的振动现象的方法
作者:
R. Lo Frano
;
D. Del Serra
;
D. Mazed
;
I. Sekachev
;
D. Aquaro
;
G. Giambartolomei
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
32.
A SIMULATION OF SMALL BREAK LOSS OF COOLANT ACCIDENT (SB-LOCA) IN AP1000 NUCLEAR POWER PLANT USING RELAP5-MV
机译:
基于RELAP5-MV的AP1000核电站冷却液事故损失的模拟。
作者:
Eltayeb Yousif
;
TIAN Zhao-fei
;
Zhang Zhijian
;
A M Mustafa
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Nuclear Safety;
Relap5;
Loss of Coolant Accident and AP1000;
33.
THE RESEARCH OF SFR AEROSOL DEPOSITION BEHAVIOR IN VENTILATION DUCTS
机译:
通风管道内SFR气溶胶沉积行为的研究
作者:
Lei Zhao
;
Wenjun Hu
;
Lixia Ren
;
Shirui Li
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
34.
STATUS OF MELCOR SODIUM MODELS DEVELOPMENT
机译:
MELCOR钠模型开发的状态
作者:
David L.Y. Louie
;
Larry L. Humphries
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
35.
CONSIDERATIONS ON A VALIDATION MATRIX FOR SYSTEM ANALYSIS CODES OF PEBBLE BED MODULAR HTRS
机译:
卵形模块化HTRS系统分析代码验证矩阵的考虑
作者:
Feng GOU
;
Fubing CHEN
;
Yujie DONG
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
36.
INVESTIGATION OF AIR INGRESS INTO A VACUUM VESSEL RELATED TO PARTICLE RE-SUSPENSION AND DISTRIBUTION FOR DUST ISSUES IN ITER
机译:
在空气中调查与颗粒悬浮和颗粒物散布有关的真空容器
作者:
Emmanuel PORCHERON
;
Pascal LEMAITRE
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
ITER;
particle re-suspension;
dust mobilization;
vacuum;
PIV;
LOVA;
37.
NEW DESIGN OF THORIUM MOLTEN SALT REACTOR CORE AND PRELIMINARY SAFETY ANALYSIS
机译:
MO盐反应堆堆芯的新设计及初步安全性分析
作者:
CHEN Qi-chang
;
SI Sheng-yi
;
ZHAO Jin-kun
;
BEI Hua
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
38.
TOWARD AN OPEN-SOURCE NEUTRONICS CODE FOR CIRCULATING-FUEL REACTORS
机译:
迈向循环燃料反应器的开源中性代码
作者:
Julien de Troullioud de Lanversin
;
Alexander Glaser
;
Malte Goettsche
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
39.
EMERGENCY STRATEGY RESEARCH OF LOSS OF COOLANT ACCIDENT FOR SMALL MODULAR REACTOR
机译:
小型模块化反应器冷却剂损失的应急策略研究
作者:
WANG Yuqi
;
YU Aimin
;
YANG Qingming
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
40.
DEVELOPMENT OF SECURITY AND SAFETY FUEL FOR Pu-BURNER HTGR: PART 5 - TEST AND CHARACTERIZATION FOR ZrC COATING
机译:
Pu-Burner HTGR安全和安全燃料的开发:第5部分-ZrC涂层的测试和表征
作者:
Shohei Ueta
;
Jun Aihara
;
Minoru Goto
;
Yukio Tachibana
;
Koji Okamoto
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
41.
DEVELOPMENT AND VALIDATION OF EVALUATION METHOD ON HYPOTHETICAL TOTAL INSTANTANEOUS FLOW BLOCKAGE IN SODIUM-COOLED FAST REACTORS AND ITS APPLICATION TO A MIDDLE SIZE SFR
机译:
钠冷快速反应器中假设的瞬时总流量阻塞性评估方法的开发与验证及其在中型SFR中的应用
作者:
Yoshitaka FUKANO
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
42.
DEVELOPMENT OF THE SEVERE ACCIDENT EVALUATION METHOD ON SECOND COOLANT LEAKAGES FROM THE PHTS IN A LOOP-TYPE SODIUM-COOLED FAST REACTOR
机译:
环式钠冷快速反应堆中二次冷却液泄漏严重事故评价方法的建立
作者:
Fumiaki YAMADA
;
Yuya IMAIZUMI
;
Masahiro NISHIMURA
;
Yoshitaka FUKANO
;
Mitsuhiro ARIKAWA
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Coolant Leakage;
Severe Accident;
Sodium-cooled Fast Reactor;
Loss-of-reactor-level (LORL);
Safety Evaluation Method;
43.
THERMAL HYDRAULICS ANALYSIS OF THE FLUORIDE-SALT-COOLED, HIGH-TEMPERATURE REACTOR
机译:
氟盐冷却高温反应器的热力学分析
作者:
Yao Fu
;
Chong Zhou
;
Qiang Sun
;
Yang Zou
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
44.
SIMULATED TEMPERATURE PROFILES FOR CORROSION PRODUCTS DEPOSITED IN ITER EXPERIMENTAL LOOP
机译:
在ITER实验性循环中沉积的腐蚀产物的模拟温度曲线
作者:
Muhammad Arslan
;
Ma Yan
;
Muhammad Ali Shahzad
;
Lei Jinyun
;
Shahroze Ahmed
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
45.
UNCERTAINTY ANALYSIS FOR SOURCE TERM EVALUATION OF HIGH TEMPERATURE GAS-COOLED REACTOR UNDER ACCIDENT CONDITIONS - IDENTIFICATION OF INFLUENCING FACTORS IN LOSS-OF-FORCED CIRCULATION ACCIDENTS
机译:
事故条件下高温气冷堆源头评估的不确定性分析-强迫循环事故中影响因素的识别
作者:
Yuki Honda
;
Shigeaki Nakagawa
;
Hiroyuki Sato
;
Hirofumi Ohashi
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
46.
THERMO-HYDRAULIC RESEARCH FOR SUPERCRITICAL WATER REACTOR DURING POWER-RAISING PHASE OF STARTUP
机译:
超临界水启动过程中的热工水力研究
作者:
LI Zichao
;
Zhou Lanyu
;
CHEN Juan
;
ZHOU Tao
;
LIU Liang
;
Yu Hongxing
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
Supercritical;
Sliding pressure;
startup;
Power-raising;
Thermo-hydraulic;
47.
SIMULATIONS OF INTERFACIAL DYNAMICS OF RISING BUBBLE IN LIQUID LBE ALLOY BASED ON DIFFUSE-INTERFACE METHOD
机译:
基于扩散界面法的液态LBE合金起泡界面动力学模拟
作者:
Chuntao Wang
;
Jiejin Cai
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
48.
THERMAL-HYDRAULIC ANALYSIS OF THE EBR-II SHRT-45R UNPROTECTED LOSS OF FLOW EXPERIMENT WITH MODIFIED RELAP5
机译:
改进的RELAP对EBR-II SHRT-45R未经保护的流动实验损失的热力学分析
作者:
Tang Simiao
;
Song Jian
;
Zhang Dalin
;
Wang Chenglong
;
Qiu Suizheng
;
Su Guanghui
;
Tian Wenxi
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
49.
SIMULATION CALCULATION OF THE CORE PHYSICAL CHARACTERISTICS OF CHINA EXPERIMENTAL FAST REACTOR WITH MCNP
机译:
MCNP对中国实验快堆核心物理特性的模拟计算
作者:
Xiong Wen-bin
;
Cao Jian
;
Xie Qin
;
Wang Zhan-yong
;
Wang Chuang
;
Li Hu-wei
;
Yang Sen-gai
;
Mao Huan
;
Wang Jing
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
50.
THEORETICAL AND EXPERIMENTAL RESEARCH ON THE SINGLE-PHASE AND INCIPIENT BOILING HEAT TRANSFER OF LIQUID METAL SODIUM
机译:
液态金属钠的单相和沸腾沸腾传热的理论和实验研究
作者:
Dalin Zhang
;
Jing Chen
;
Ping Song
;
Linfeng Li
;
Shibao Wang
;
Suizheng Qiu
;
Xinan Wang
;
G.H.SU
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
51.
CONCEPTUAL CORE DESIGN OF BREEDING BWR
机译:
育种BWR的概念核心设计
作者:
Rui Guo
;
Akifumi Yamaji
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
52.
DEVELOPMENT OF SECURITY AND SAFETY FUEL FOR PU-BURNER HTGR: PART 3 - PRELIMINARY REACTOR SAFETY ANALYSES UNDER DEPRESSURIZATION ACCIDENTS
机译:
聚氨酯燃烧器HTGR安全和燃料的开发:第3部分-减压事故下的初步反应器安全性分析
作者:
Masaaki Nakano
;
Kazutaka Ohashi
;
Koji Okamoto
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
53.
THE CONCEPT STUDY ON THE NEW STEAM COOLING REACTOR
机译:
新型蒸汽冷却反应器的概念研究
作者:
Xuesong Yan
;
Yaling Zhang
;
Lei Yang
;
Xunchao Zhang
;
Yangyang Yang
;
Wenshan Duan
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
54.
DEVELOPMENT OF MANUFACTURING TECHNOLOGIES FOR THE ITER TOROIDAL FIELD COIL - INSERTION PROCESSES OF CONDUCTORS-
机译:
环形环形场线圈制造技术的发展-导体的插入过程-
作者:
K. Yamamoto
;
T. Matsumoto
;
T. Baba
;
A. Yamamoto
;
S. Kanbayashi
;
T. kagawa
;
T. Okamoto
;
S. Fujii
;
S. Ando
;
K. Matsui
;
M. Nakahira
;
N. Koizumi
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
55.
BREEDING PROPERTIES STUDY ON HIGH POWER THORIUM MOLTEN SALT REACTOR
机译:
大功率T熔盐反应器的选育性能研究
作者:
Yafen LIU
;
Rui YAN
;
Rui GUO
;
Yang ZOU
;
Xiangzhou CAI
;
Bo ZHOU
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
56.
APPLICATION OF THE PROBABILITY-BASED SAFETY ANALYSIS FOR THE RELIABILITY EVALUATION OF A SPECIAL FUEL SALT RELEASE SYSTEM DESIGN IN THE MOLTEN SALT REACTOR
机译:
基于概率的安全性分析在盐溶反应器特种燃料盐释放系统设计可靠性评估中的应用
作者:
YANG Qun
;
LI Minghai
;
HOU Jie
;
He Zhaozhong
;
CHEN Kun
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
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2017年
57.
DEVELOPMENT OF SECURITY AND SAFETY FUEL FOR PU-BURNER HTGR: PART 4 - STUDY ON 3S-TRISO FUEL FABRICATION
机译:
聚氨酯燃烧器HTGR安全和安全燃料的开发:第4部分-3S-三叉戟燃料制造的研究
作者:
Yohei Saiki
;
Masaki Honda
;
Masashi Takahashi
;
Koichi Ohira
;
Koji Okamoto
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
58.
OBSTRUCTED VIEW FACTOR CALCULATIONS IN CLOSED CAVITIES USING RADIATION HEAT TRANSFER
机译:
使用辐射传热的封闭腔体中受阻视图因子计算
作者:
Fiaz Mahmood
;
Huasi Hu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
关键词:
ICF;
Hohlraum;
View Factor;
Crossed String Method;
Shadow Effect;
59.
Loading Scheme Research of Small Modular Sodium Cooled Reactor in a Factory
机译:
小型模块化钠冷反应堆厂装方案研究
作者:
Hu Xiao
;
Chen Xiao Liang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
60.
DETERMINATION OF CONVECTIVE HEAT TRANSFER COEFFICIENTS IN THE CORE OF THE PEBBLE-BED FLUORIDE-SALT-COOLED HIGH TEMPERATURE REACTOR USING FREQUENCY RESPONSE TECHNIQUES
机译:
频率响应技术测定带卵形氟化物-盐冷却型高温反应器核心中的对流换热系数
作者:
Lakshana Huddar
;
Brandon Kuhnert
;
Ali James Albaaj
;
Connie Lee
;
Per F. Peterson
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
61.
RESEARCH AND DESIGN OF THE SODIUM STEAM FILTER SYSTEM IN LARGE LIQUID METAL COOLED FAST REACTORS
机译:
大型液态金属冷却快速反应器钠汽滤系统的研究与设计
作者:
Wang Leijian
;
Lu Yuan
;
Xiao Changzhi
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
62.
DEVELOPMENT OF SECURITY AND SAFETY FUEL FOR Pu-BURNER HTGR: PART 2 - DESIGN STUDY OF FUEL AND REACTOR CORE
机译:
Pu-BURNER HTGR安全和燃料的开发:第2部分-燃料和反应堆堆芯的设计研究
作者:
Minoru Goto
;
Shohei Ueta
;
Jun Aihara
;
Yoshitomo Inaba
;
Yuji Fukaya
;
Yukio Tachibana
;
Koji Okamoto
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2017年
63.
APPLICATION DIFFERENCES OF IN-SERVICE INSPECTION REGULATIONS BETWEEN RSE-M2010 AND ASME SECTION XI IN CHINA PWRS
机译:
RSE-M2010和ASME XI在中国PWRS中的服务中检验法规的应用差异
作者:
YANG Cheng
;
ZHANG Xueliang
;
XIA Peng
;
ZENG Qingyue
;
LI Tian
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
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2017年
关键词:
RSE-M 2010;
ASME XI;
Regulation;
In-service inspection;
Difference;
64.
Study on the Indication Processing Method for the In-service Inspection based on RSE-M
机译:
基于RSE-M的在役检查指示处理方法研究
作者:
XIA Peng
;
YANG Cheng
;
ZHANG Xueliang
;
ZENG Qingyue
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
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2017年
关键词:
Defect;
Indication processing;
In-service inspection;
mechanical analysis;
65.
THE APPLICATION OF PIPING MATERIAL CODE IN THE CAP1400 NUCLEAR PLANT PROJECT
机译:
管道材料代码在CAP1400核电站项目中的应用
作者:
Shen Jie
;
Zhang Zhen-ning
;
Liu Yu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
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2017年
关键词:
Material Code;
Coding Rules;
SPRD;
PDS;
66.
NONLINEAR FINITE ELEMENT ANALYSIS OF CLASS 1 PRESSURE VESSELS
机译:
1类压力容器的非线性有限元分析
作者:
Mingya Chen
;
Jinhua Shi
;
Weiwei Yu
;
Feng Lv
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
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2017年
67.
STUDY ON THE RESTRICTIVE FACTORS AND COUNTERMEASURES OF DEVELOPING CHINA'S NUCLEAR SAFETY REGISTERED QUALIFICATION SYSTEM
机译:
发展我国核安全注册资格制的制约因素及对策研究
作者:
Fangqiang Chen
;
Bo Zhang
;
Zhenhua Zhang
;
Qingsong Wang
;
Chengzhi Wang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
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2017年
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