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外文会议
>
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.
FOREWORD
机译:
前言
作者:
Nam Dinh
;
Hee Cheon No
;
Xiaodong Sun
;
Sama Bilbao y Leon
;
Elia Merzari
;
W. David Pointer
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
2.
LARGE EDDY SIMULATION OF NON-ISOTHERMAL TURBULENT FLOW PAST A CIRCULAR CYLINDER
机译:
非等温湍流通过圆柱体的大涡模拟
作者:
S. Salkhordeh
;
A. Jana
;
M. Kimber
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Large eddy simulation;
non-isothermal flow over cylinder;
HTGR;
thermal mixing;
3.
EXPERIMENTAL STUDY FOR EFFECTS OF BALLOONING AND POWER PEAK ON A COOLABILITY OF FUEL ROD BUNDLE
机译:
爆炸和功率峰值对燃料棒束可燃性影响的实验研究
作者:
J. Kim
;
S. K. Moon
;
J. K. Park
;
C.-H. Song
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Reflood;
Ballooning;
Fuel relocation;
LB LOCA;
4.
EXTENDED STUDY OF COOLABILITY OF WER BUNDLE WITH BALLOONED REGION
机译:
带气球形区域的Wer Bundle的相容性的扩展研究
作者:
Imre Nagy
;
Zoltan Hozer
;
Tamas Novotny
;
Peter Windberg
;
Andras Vimi
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
LOCA;
ballooning;
reflooding;
coolability;
WER fuel;
5.
Numerical Studies of CO_2 Leak Modeling in Sodium-CO_2 Heat Exchanger in the SFR coupled with the S-CO_2 Brayton Cycle
机译:
SFR与S-CO_2布雷顿循环耦合的钠CO_2换热器内CO_2泄漏模型的数值研究
作者:
H. Y. Jung
;
J. I. Lee
;
M. H. Wi
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
SFR;
S-CO_2 Brayton cycle;
CO_2 leak mechanism;
flow modeling;
Na-CO_2 interaction;
6.
Scaling Analysis for DVI Line Break Accident of APR1400 based on ATLAS Experiment
机译:
基于ATLAS实验的APR1400 DVI断线事故规模分析
作者:
Erol Bicer
;
Alin Tatu
;
Taewan Kim
;
HeeRan Ko
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
APR1400;
ATLAS;
DVI Line Break;
Scaling Analysis;
7.
CFD PREDICTION OF SUBCOOLED BOILING WITH ADVANCED MECHANISTIC MODELS OF INTERFACIAL AREA TRANSPORT EQUATION
机译:
界面面积运输方程高级力学模型的过冷沸腾CFD预测
作者:
V.T. Nguyen
;
C.-H. Song
;
C.T. Tran
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
CFD;
Subcooled boiling;
interfacial area concentration;
suppression phenomena;
8.
AXIAL CONDUCTION NODALIZATION FOR TRACE/PARCS ANALYSIS OF ATWS WITH INSTABILITY
机译:
轴向不稳定性Atws轨迹/截面分析的轴向传导标称化
作者:
P. Yarsky
;
M. Hardgrove
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
ATWS BWR PARCS TRACE Quench Fine-mesh;
9.
OPERATIONAL EXPERIENCE OF CERAMIC HONEYCOMB PASSIVE AUTOCATALYTIC RECOMBINER AS A HYDROGEN MITIGATION SYSTEM
机译:
陶瓷蜂巢式被动自催化重组器作为氢缓解系统的操作经验
作者:
Chang Hyun Kim
;
Je Joong Sung
;
Sang Jun Ha
;
Phil Won Seo
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Passive Autocatalytic Recombiner (PAR);
Volatile Organic Compounds (VOC);
Hydrogen Mitigation System;
Start-up Delay Time;
10.
STUDY OF TWO-PHASE PIPE FLOW USING THE AXIAL WIRE-MESH SENSOR
机译:
轴向线网传感器研究两相流
作者:
A. Yloenen
;
J. Hyvaerinen
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Wire-Mesh Sensor;
Axial sensor;
Two-phase flow;
HIPE;
11.
DISTRIBUTED TEMPERATURE SENSOR TESTING IN LIQUID SODIUM
机译:
液体钠中的分布式温度传感器测试
作者:
C. Gerardi
;
N. Bremer
;
D. Lisowski
;
S. Lomperski
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Distributed Temperature Sensor Liquid Metal;
12.
QUENCHING PERFORMANCE IN NANOFLUIDS AND NANOPARTICLES-DEPOSITED SURFACES
机译:
纳米流体和纳米颗粒沉积表面的淬火性能
作者:
Kyung Mo Kim
;
In Cheol Bang
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Quenching;
Nanofluid;
Nanoparticles-deposited surface;
Crud;
13.
FUEL PIN BUNDLE EXPERIMENTAL CHARACTERIZATION IN HLM LARGE POOL SYSTEM
机译:
HLM大池系统中的燃料销束实验特性
作者:
Martelli D.
;
Barone G.
;
Forgione N.
;
Angelucci M.
;
Tarantino M.
;
Di Piazza I.
;
Agostini P.
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
CIRCE;
HLM;
MYRRHA;
LMFR;
NUSSELT;
FUEL PIN;
14.
Experimental Fuel Pin Bundle characterization in the NACIE-UP HLM facility
机译:
NACIE-UP HLM设备中的实验燃料销束捆绑表征
作者:
I. Di Piazza
;
M. Angelucci
;
N. Forgione
;
R. Marinari
;
G. Polazzi
;
V. Sermenghi
;
L. Laffi
;
D. Giannotti
;
M. Tarantino
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Liquid Metal;
Fast Reactor;
Thermal-hydraulics;
15.
EFFECTS OF VARIOUS THIN FILM COATING TECHNIQUES ON POOL BOILING HEAT TRANSFER
机译:
各种薄膜喷涂技术对池沸腾传热的影响
作者:
Gwang Hyeok Seo
;
Hong Hyun Son
;
Uiju Jeong
;
Gyoodong Jeun
;
Sung Joong Kim
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
sputtering;
carbon nanotube;
thin film;
critical heat flux;
nucleate boiling heat transfer coefficient;
16.
MELCOR ANALYSIS OF EARLY CONTAINMENT VENTING RISK IN A SEVERE ACCIDENT SCENARIO OF BOILING WATER REACTOR
机译:
沸水反应器严重事故情景下早期排放风险的MELCOR分析
作者:
Huimin Zhang
;
Zheng Huang
;
Weimin Ma
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Severe accident;
containment thermal-hydraulics;
MELCOR code;
simulation;
17.
NUMERICAL MODELING OF TWO-PHASE UNDEREXPANDED REACTIVE CO_2-INTO-SODIUM JETS IN THE FRAME OF SODIUM NUCLEAR FAST REACTORS
机译:
钠快速反应器框架内两相超伸反应性CO_2-INTO-钠射流的数值模拟
作者:
Daniele Vivaldi
;
Frederic Gray
;
Christophe Perrais
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Sodium Fast Reactors;
Underexpanded two-phase jets;
Multi-fluid CFD;
Heterogeneous gas-liquid chemical reaction;
Supercritical CO_2 cycles;
18.
DEVELOPMENT OF A MECHANISTIC EVALUATION METHOD FOR WASTAGE ENVIRONMENT UNDER SODIUM-WATER REACTION ACCIDENT
机译:
钠-水反应事故下废水环境力学评价方法的开发
作者:
A. Uchibori
;
H. Ohshima
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Sodium-cooled fast reactor;
Steam generator;
Sodium-water reaction;
Liquid droplet entrainment;
Mechanistic numerical method;
19.
USE OF WHITE NOISE IN TRACE/PARCS ANALYSIS OF ATWS WITH INSTABILITY
机译:
白噪声在不稳定状态下跟踪/ PARCS分析中的使用
作者:
T. Zaki
;
P. Yarsky
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
ATWS BWR MELLLA+ PARCS TRACE Instability;
20.
WESTINGHOUSE CFD MODELING AND RESULTS FOR EPRI NESTOR CFD ROUND ROBIN EXERCISE OF PWR ROD BUNDLE TESTING
机译:
压水堆杆束测试的主电阻CFD轮循运动的Westinghouse CFD建模和结果
作者:
M. E. Conner
;
Z. E. Karoutas
;
Y. Xu
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
PWR;
Fuel Assembly;
Mixing Vane Grid;
CFD;
EPRI;
NESTOR;
21.
HYDROGEN COMBUSTION BENCHMARK USING EXPERIMENT IN DOUBLE-COMPARTMENT EXPERIMENTAL VESSEL
机译:
双室实验容器中使用氢气燃烧基准
作者:
G. Manzini
;
I. Kljenak
;
L. Kubisova
;
M. Povilaitis
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Hydrogen;
combustion;
experiments;
simulation;
lumped-parameter codes;
22.
VALIDATION OF TWO TURBULENT FLAME SPEED CLOSURE MODELS FOR SLOW AND FAST HYDROGEN DEFLAGRATION
机译:
两种湍流火焰速度快速关闭模型的氢慢速和快速氢解
作者:
T. Holler
;
V. Jain
;
E.M.J. Komen
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Hydrogen;
Premixed turbulent combustion;
Turbulent flame closure model;
Flame speed closure model;
23.
INVESTIGATIONS ON CENTRIFUGAL PUMPS UNDER AIR ENTRAINMENT CONDITIONS
机译:
引气条件下离心泵的研究
作者:
T. Schaefer
;
A. Bieberle
;
U. Hampel
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
centrifugal pump;
advanced γ-ray computed tomography;
gas entrainment;
phase fraction visualization;
24.
MEASUREMENT OF WALL TEMPERATURE FLUCTUATIONS DURING THERMAL MIXING OF NON-ISOTHERMAL WATER STREAMS
机译:
非等温水流热混合过程中壁温波动的测量
作者:
H. Anglart
;
M. Bergagio
;
S. Hedberg
;
S. Rydstroem
;
W. Frid
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Thermal mixing;
thermal fatigue;
temperature oscillations;
25.
TOMOGRAPHIC RECONSTRUCTIONS AND PREDICTIONS OF RADIAL VOID DISTRIBUTION IN BWR FUEL BUNDLE WITH PART-LENGTH RODS
机译:
带有部分长度棒的BWR燃料束的径向空洞的层析重建和预测
作者:
M. Ahnesjoe
;
P. Andersson
;
J.-M. Le Corre
;
S. Andersson
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Tomography;
annular two-phase flow;
rod bundle;
BWR;
void fraction;
26.
Experimental investigation of the pressure loss characteristics of the full-scale MYRRHA fuel bundle in the COMPLOT LBE facility
机译:
COMPLOT LBE设施中全尺寸MYRRHA燃料束压力损失特性的实验研究
作者:
G. Kennedy
;
K. Van Tichelen
;
H. Doolaard
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
MYRRHA;
fuel assembly;
pressure;
experimental;
COMPLOT;
27.
EFFECTS OF COATING STRUCTURE BY Al_2O_3 NANOPARTICLES DEPOSITION ON CRITICAL HEAT FLUX OF R123 IN FLOW BOILING
机译:
Al_2O_3纳米颗粒沉积涂层结构对R123沸腾临界传热的影响。
作者:
Seok Bin Seo
;
In Cheol Bang
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Boiling heat transfer;
Critical Heat Flux;
Crud;
Porous structure;
Nanofluid;
28.
MODELING OF FLUCTUATING FLUID FORCES EXERTED ON THE WALLS OF A CONCENTRIC ANNULAR PIPE USING LARGE EDDY SIMULATION
机译:
大型涡模拟在圆环管壁上波动流体力的建模。
作者:
S. Bhattacharjee
;
G. Ricciardi
;
S. Viazzo
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
LES;
annular flow;
CFD;
fluid structure interaction;
mixing vanes;
wall pressure fluctuation;
29.
ORFEO™ - A CHF CORRELATION FORM APPLIED TO GAIA, AREVA's ADVANCED PWR FUEL ASSEMBLY DESIGN
机译:
ORFEO™-适用于AREVA先进PWR燃料组件设计GAIA的CHF相关表格
作者:
O. Wieckhorst
;
H. Gabriel
;
R. Harne
;
M. Anghelescu
;
O. Martinie
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
GAIA;
CHF;
ORFEO™;
correlation;
30.
A VALIDATION OF WESTINGHOUSE MECHANISTIC AND EMPIRICAL DRYOUT PREDICTION METHODS UNDER REALISTIC BWR TRANSIENT CONDITIONS
机译:
实际BWR瞬态条件下的Westinghouse力学和经验性干燥预测方法的验证
作者:
O. Puebla Garcia
;
J.-M. Le Corre
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Dryout;
Film flow analysis;
CPR correlation;
Transient;
BWR fuel;
31.
Evaluating Performance of Two Group Interfacial Area Transport Equation for Large Diameter Pipes
机译:
大直径管道两组界面面积输运方程的性能评估
作者:
A. Dave
;
A. Manera
;
M. Beyer
;
D. Lucas
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Two-phase flow;
interfacial area transport;
wire mesh sensor;
large diameter pipe;
32.
DEVELOPMENT OF AN IN-VESSEL SEVERE ACCIDENT ANALYSIS CODE MIDAC
机译:
船上严重事故分析代码MIDAC的开发
作者:
Longze Li
;
Yapei Zhang
;
Wenxi Tian
;
G. H. Su
;
Suizheng Qiu
;
Ronghua Chen
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
MIDAC;
in-vessel;
severe accident;
modules;
33.
PHENOMENOLOGICAL MODELING APPROACH TO ANISOTROPIC ABLATION IN MOLTEN CORE CONCRETE INTERACTIONS
机译:
熔融核-混凝土相互作用中各向异性消融的现象学建模方法
作者:
Kyoung M. Kang
;
Michael Corradini
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Anisotropic ablation;
MCCI;
Modeling;
CCI experiments;
34.
DEVELOPMENT AND VERIFICATION OF BEHAVIOR OF TRITIUM ANALYTIC CODE (BOTANIC)
机译:
RIT分析代码(植物学)行为的开发和验证
作者:
Min Young Park
;
Eung Soo Kim
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Tritium;
VHTR;
Permeation;
PCHE;
35.
Overview of CFD Round Robin Benchmark of the High Fidelity Fuel Rod Bundle NESTOR Experimental Data
机译:
高保真燃料棒束NESTOR实验数据的CFD Round Robin基准概述
作者:
D. M. Wells
;
P. Peturaud
;
S. K. Yagnik
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
fuel bundle;
CFD;
single-phase flow;
36.
APPLICATION OF CD-ADAPCO BEST PRACTICES TO NESTOR OMEGA MVG BENCHMARK EXERCISES USING STAR-CCM+
机译:
使用STAR-CCM +将CD-ADAPCO最佳实践应用于NESTOR OMEGA MVG基准测试
作者:
R. Brewster
;
C. Carpenter
;
E. Volpenhein
;
E. Baglietto
;
J. Smith
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
PWR fuel performance;
CFD Benchmark;
CILC;
Mixing vane grid;
NESTOR;
37.
PRESSURE DROP PREDICTIONS USING CODE_SATURNE IN NESTOR CFD BENCHMARK
机译:
在NESTOR CFD基准测试中使用CODE_SATURNE进行压降预测
作者:
Benhamadouche S.
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
CFD;
fuel assembly;
PWR;
pressure drop;
NESTOR experimental data;
38.
HYDROGEN MANAGEMENT STRATEGIES AND ANALYSIS CODES IMPLEMENTED BY THE OECD/NEA MEMBER COUNTRIES
机译:
OECD / NEA成员国实施的氢气管理策略和分析代码
作者:
Z. Liang
;
M. Sonnenkalb
;
A. Bentaib
;
M. Sangiorgi
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Hydrogen management;
generation;
distribution;
combustion;
mitigation;
39.
HYDROGEN RISK ASSESSMENT -CFD MODEL VALIDATION AND REACTOR SCALE APPLICATION
机译:
氢气风险评估-CFD模型验证和反应器规模应用
作者:
D.C. Visser
;
N.B. Siccama
;
E.M.J. Komen
;
T.L.J. Keij
;
J.G.T te Lintelo
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Safety;
CFD;
Hydrogen;
Recombiners;
40.
MESH SENSOR FOR HIGH TEMPERATURE HIGH PRESSURE APPLICATIONS
机译:
用于高温高压应用的网状传感器
作者:
John Kickhofel
;
Horst-Michael Prasser
;
Karthick Selvam
;
Eckart Laurien
;
Hermann Huber
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Mesh sensors;
T-junction;
Thermal Fatigue;
Turbulent Mixing;
Thermal Stratification;
41.
THE RD PERFROI PROJECT ON THERMAL MECHANICAL AND THERMAL HYDRAULICS BEHAVIORS OF A FUEL ROD ASSEMBLY DURING A LOSS OF COOLANT ACCIDENT
机译:
损失冷却剂过程中燃料棒组件热力学和热力学行为的研发绩效项目
作者:
G. Repetto
;
C. Dominguez
;
B. Durville
;
S. Carnemolla
;
D. Campello
;
N. Tardif
;
M. Gradeck
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Coolability;
LOCA;
cladding deformation;
rupture;
fuel relocation;
42.
CORE COOLABILITY IN LOSS OF COOLANT ACCIDENT: THE COAL EXPERIMENTS
机译:
冷却剂损失中的核心可燃性:煤实验
作者:
Repetto G.
;
Marquie Ch.
;
Bruyere B.
;
Glantz T.
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Coolability;
Blockage;
LOCA;
Fuel relocation;
Reflooding experiments;
DRACCAR;
43.
Thermal-Hydraulic Study of the LBE-Cooled Fuel Assembly in the MYRRHA Reactor: Experiments and Simulations
机译:
MYRRHA反应堆中LBE冷却燃料组件的热工液压研究:实验和模拟
作者:
J. Pacio
;
T. Wetzel
;
H. Doolaard
;
F. Roelofs
;
K. Van Tichelen
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
LBE;
experiment;
validation;
MYRRHA;
rod bundle;
44.
Development of CHF Mapping Method for Fin Structured Surface
机译:
鳍结构表面CHF映射方法的发展
作者:
Jin Young Choi
;
Hee Cheon NO
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Critical Heat Flux;
fin structure;
Liquid demand-side limit;
Liquid supply-side limit;
CHF map;
45.
EFFECT OF OXIDE LAYER THICKNESS ON THE POOL BOILING CRITICAL HEAT FLUX OF PRE-OXIDIZED RPV MATERIAL
机译:
氧化物层厚度对预氧化RPV材料池沸腾临界热通量的影响
作者:
H. H. Son
;
U. Jeong
;
G. H. Seo
;
G. Jeun
;
S. J. Kim
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Critical Heat Flux;
Oxidation;
Oxide layer thickness;
IVR-ERVC;
46.
CORE EXIT TEMPERATURE RESPONSE DURING AN SBLOCA EVENT IN THE ASCO NPP
机译:
ASCO NPP中SBLOCA事件期间的核心出口温度响应
作者:
J. Freixa
;
V. Martinez-Quiroga
;
F. Reventos
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
core exit temperature;
SAMG;
accident management;
RELAP;
47.
ANALYSIS OF K_v IN POWER-TO-VOLUME SCALING. APPLICATION TO A SBLOCA TRANSIENT
机译:
功率体积缩放中的K_v分析。应用于SBLOCA暂态
作者:
Querol A
;
Gallardo S
;
Verdu G
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
TRACE5;
Large Scale Test Facility;
power-to-volume;
scaling methodology;
volumetric scaling factor;
48.
OVERVIEW OF THE TRIOCFD CODE: MAIN FEATURES, VV PROCEDURES AND TYPICAL APPLICATIONS TO NUCLEAR ENGINEERING
机译:
TRIOCFD代码概述:核工程的主要特征,V&V程序和典型应用
作者:
Pierre-Emmanuel ANGELI
;
Ulrich BIEDER
;
Gauthier FAUCHET
会议名称:
《》
|
2015年
关键词:
CFD;
TrioCFD;
TrioU;
VV;
qualification;
nuclear engineering;
49.
WALL RESOLVED LARGE EDDY SIMULATION OF A FLOW THROUGH A SQUARE-EDGED ORIFICE IN A ROUND PIPE AT RE=25000
机译:
RE = 25000的圆形管道中通过方缘孔壁流动的壁分辨大涡模拟
作者:
Benhamadouche S.
;
Arenas M.
;
Malouf W.J.
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
wall-resolved LES;
orifice plate;
discharge coefficient;
50.
COBRA-TF EVALUATION AND APPLICATION FOR PWR STEAMLINE BREAK DNB ANALYSIS
机译:
COWR-TF评估及其在压水蒸气爆破DNB分析中的应用
作者:
Yixing Sung
;
Vefa N. Kucukboyaci
;
Liping Cao
;
Robert K. Salko
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
COBRA-TF;
Subchannel Modeling;
DNB;
Steamline Break;
51.
STUDY ON CRITICAL HEAT FLUX WITH NON-UNIFORM AXIAL HEAT FLUX DISTRIBUTIONS DURING LIFETIME IN REACTOR CORE
机译:
反应堆堆芯寿命中轴流分布不均匀的临界热流研究
作者:
Dawei. Zhao
;
Wenxing. Liu
;
Yuanfeng. Zan
;
Wanyu. Xiong
;
Zumao. Yang
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Critical heat flux;
Non-uniform heating;
Correction factor;
Liquid sublayer dryout model;
52.
AN UPDATED APPROACH TO THE PREDICTION OF DRYOUT AND VOID FRACTION FOR RBWR BUNDLES
机译:
RBWR束的干燥和空隙率预测的更新方法
作者:
X. Zhao
;
K. Shirvan
;
Y. Wu
;
M.S. Kazimi
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
RBWR;
tight lattice bundle;
dryout;
void fraction;
53.
EVALUATION OF INTERFACIAL AREA TRANSPORT EQUATION IN COUPLED TWO-FLUID MODEL COMPUTATION
机译:
两流体耦合模型计算中的界面运输方程评价
作者:
J.P. Schlegel
;
T. Hibiki
;
X. Shen
;
S. Appathurai
;
H. Subramani
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Interfacial Area;
Interfacial Transport;
Pareto Optimization;
Two-Fluid Model;
54.
Statistical Characteristics of Free Falling Water Film
机译:
自由落体水膜的统计特征
作者:
A.A Nikoglou
;
E.P. Hinis
;
S.E. Simopoulos
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Falling films;
Probability density;
Correlation;
Spectral analysis;
55.
EFFECTS OF SURFACE ORIENTATION ON WALL HEAT FLUX PARTITIONING DURING NUCLEATE POOL BOILING OF SATURATED WATER AT ATMOSPHERIC PRESSURE
机译:
大气压力下饱和水的核沸腾过程中表面取向对壁面热流分配的影响
作者:
Satbyoul Jung
;
Hyungdae Kim
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Atmospheric pressure;
Nucleate pool boiling;
Surface orientation;
Wall heat flux partitioning;
56.
SENSITIVITY TO T_(MIN) IN TRACE/PARCS ANALYSIS OF ATWS WITH INSTABILITY
机译:
具有不稳定度的航迹的跟踪/分段分析中对T_(MIN)的敏感性
作者:
P. Yarsky
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
ATWS BWR MELLLA+ PARCS TRACE;
57.
VALIDATION OF AREVA's BEST PRACTICES IN THE EPRI ROUND ROBIN BENCHMARK
机译:
在EPRI轮巡赛基准测试中对AREVA最佳实践的验证
作者:
M. Martin
;
T. Keheley
;
K. Vogel
;
K. Goodheart
;
A. Hatman
;
A. Chatelain
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
CFD;
CRUD;
fuel bundle;
PWR;
58.
VALIDATION AND APPLICATION OF THE REKO-DIREKT CODE FOR THE SIMULATION OF PASSIVE AUTO-CATALYTIC RECOMBINERS (PARs) OPERATIONAL BEHAVIOUR
机译:
REKO-DIREKT代码在无源自催化重组子(PAR)操作行为模拟中的验证和应用
作者:
Ernst-Arndt Reinecke
;
Stephan Kelm
;
Paul-Martin Steffen
;
Michael Klauck
;
Hans-Josef Allelein
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Hydrogen;
passive auto-catalytic recombiner (PAR);
severe accident;
simulation;
59.
APPLICATION AND VALIDATION OF AREVA'S ADVANCED THERMAL-HYDRAULIC METHODS AND CODES FOR PWR LEVEL HI CRUD RISK ASSESSMENT
机译:
AREVA先进的液压方法和代码在压水堆高密实物风险评估中的应用和验证
作者:
S. Bhatt
;
J. Jones
;
R. Swanson
;
S. Palzewicz
;
L. Monti
;
G. Sieber
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
EPRI;
crud;
risk assessment;
steaming;
Level Ⅲ;
60.
COMPARISON OF OVERLAPPING AND SEPARATE DOMAIN COUPLING METHODS
机译:
重叠和独立域耦合方法的比较
作者:
T. P. Grunloh
;
A. Manera
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
coupling;
separate;
overlapping;
TRACE;
CFD;
61.
CFD PRE-TEST ANALYSIS OF THE FUEL PIN BUNDLE SIMULATOR EXPERIMENT IN THE NACIE-UP HLM FACILITY
机译:
NACIE-UP HLM装置中燃料销束模拟实验的CFD测试前分析
作者:
I. Di Piazza
;
R. Marinari
;
M. Angelucci
会议名称:
《》
|
2015年
关键词:
Liquid Metal;
Fast Reactor;
Thermal-hydraulics;
62.
THE DYNAMICAL SYSTEM SCALING METHODOLOGY
机译:
动态系统缩放方法
作者:
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;
63.
THE DYNAMICAL SYSTEM SCALING METHODOLOGY: COMPARING DIMENSIONLESS GOVERNING EQUATIONS WITH THE H2TS AND FSA METHODOLOGIES
机译:
动态系统缩放方法:用H2TS和FSA方法比较无量纲控制方程
作者:
Jose N. Reyes Jr.
;
Cesare Frepoli
;
Joseph P. Yurko
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;
64.
LARGE-SCALE SIMULATION OF NUCLEAR REACTORS: ISSUES AND PERSPECTIVES
机译:
核反应堆的大规模模拟:问题和观点
作者:
Elia Merzari
;
Aleks Obabko
;
Paul Fischer
;
Noah Halford
;
Justin Walker
;
Andrew Siegel
;
Yiqi Yu
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Large-Scale Simulations;
Large Eddy Simulation;
Exascale;
CFD;
65.
INTERFACIAL AREA DENSITY MEASUREMENT USING A THREE-LAYER WIRE-MESH SENSOR
机译:
使用三层线网传感器测量界面面积密度
作者:
H.-M. Prasser
;
S. Stucki
;
T. Betschart
;
J. Eisenberg
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Gas-liquid flow;
Interfacial area density;
wire-mesh sensor;
instrumentation;
66.
MELT-CONCRETE INTERFACE HEAT TRANSFER MODELS AND COOLABILITY MODELS: PWR ANALYSES WITH MELCOR/CORCON AND CORQUENCH
机译:
熔融-混凝土界面传热模型和耦合模型:采用MELCOR / CORCON和CORQUENCH的PWR分析
作者:
A. Rydl
;
B. Jaeckel
;
J-U. Kluegel
;
P. Steiner
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
MCCI;
heat transfer models;
coolability models;
CORQUENCH;
MELCOR;
67.
TRACE/PARCS ANALYSIS OF ATWS WITH INSTABILITY FOR A MELLLA+BWR/5
机译:
MELLLA + BWR / 5不稳定的ATWS的TRACE / PARCS分析
作者:
L. Cheng
;
J. Baek
;
A. Cuadra
;
A. Aronson
;
D. Diamond
;
P. Yarsky
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
ATWS BWR MELLLA+ PARCS TRACE Instability;
68.
CONTROL ROD DROP TRANSIENT: UNCERTAINTY AND SENSITIVITY ANALYSIS OF THERMAL-HYDRAULIC VARIABLES USING A 3D MODEL WITH TRACE V5.0P3/PARCS 3.0
机译:
控制棒下降瞬态:使用TRACE V5.0P3 / PARCS 3.0的3D模型对热工液压变量的不确定度和灵敏度分析
作者:
C. Mesado
;
M. Garcia-Fenoll
;
R. Miro
;
G. Verdu
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
US analysis;
3D vessel model;
TRACE;
DAKOTA;
Partial Rank Correlation Coefficient;
69.
CFD METHODOLOGIES FOR A PWR FUEL ROD ASSEMBLY
机译:
压水棒棒材组件的CFD方法论
作者:
Ted N. Blowe
;
Shin K. Kang
;
Yassin A. Hassan
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
PWR 5×5 bundle assembly;
Mixing Vane Grid;
steady RANS;
CFD validation;
70.
SUPPRESSION OF CHEMICAL REACTIVITY OF SODIUM-TITANIUM NANO FLUID IN SODIUM-WATER VAPOR REACTION
机译:
抑制钠 - 水蒸气反应中钛纳米液的化学反应性
作者:
Gunyeop Park
;
Soo Jae Kim
;
Je Hyun Baek
;
Hyun Soo Kim
;
Sun Ryung Oh
;
Hyun Sun Park
;
Moo Hwan Kim
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Sodium-cooled fast reactor;
liquid sodium;
nanoparticles;
chemical reactivity;
sodium-water vapor reaction;
71.
CFD MODELING OF MIXING PHENOMENA FOR PRESSURIZED THERMAL SHOCK ANALYSIS ON THE DOWNCOMER OF WWER-440
机译:
WWER-440脱模液对加压热冲击分析混合现象的CFD建模
作者:
M. Aghazarian
;
Ts. Malakyan
;
A. Nalbandyan
;
A. Amirjanyan
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Reactor pressure vessel;
CFD;
ANSYS CFX;
Pressurized thermal shock;
WWER-440;
72.
Boiled-up level and boiling two-phase flow dynamics in 5×5 heated rod bundle during boil-off process under atmospheric pressure conditions
机译:
在大气压条件下煮沸过程中5×5加热杆束中的煮沸水平和沸腾的两相流动动力学
作者:
Takahiro Arai
;
Masahiro Furuya
;
Taizo Kanai
;
Kenetsu Shirakawa
;
Yoshihisa Nishi
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Boiling two-phase flow;
5×5 heated rod bundle;
void fraction;
two-phase mixture level;
boil-off;
73.
ASSESSMENT OF RELAP5/MOD3.3 FOR SUBCOOLED BOILING, FLASHING AND CONDENSATION IN A VERTICAL ANNULUS
机译:
RETAP5 / MOD3.3评估垂直环中的过冷沸腾,闪烁和冷凝
作者:
Caleb S. Brooks
;
William D. Fullmer
;
Clayton D. Lietwiler
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
RELAP5;
subcooled boiling;
flashing;
condensation;
validation;
74.
NATURAL CONVECTION HEAT TRANSFER CHARACTERISTICS OF KUR FUEL ASSEMBLY DURING LOSS OF COOLANT ACCIDENT
机译:
冷却剂事故损失期间Kur燃料组件的自然对流传热特性
作者:
Ito D
;
Saito Y
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Natural convection;
air;
research reactor;
LOCA;
decay heat;
75.
IMPROVEMENT OF MIXING VANE CROSSFLOW MODEL IN SUBCHANNEL ANALYSIS
机译:
子信道分析中混合叶片跨流模型的改进
作者:
Hu Mao
;
Bao-Wen Yang
;
Jianqiang Shan
;
Bo Zhang
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Crossflow;
mixing vane;
distributed resistance method;
subchannel analysis;
76.
IMPACT OF FLOW INDUCED VIBRATION ACOUSTIC LOADS ON THE DESIGN OF THE PEACH BOTTOM REPLACEMENT STEAM DRYER
机译:
流动诱导振动声载荷对桃底置换蒸汽干燥器设计的影响
作者:
David R. Forsyth
;
Leslie F. Wellstein
;
Robert C. Theuret
;
David A. Suddaby
;
John Rommel
;
Ken Ainger
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
77.
VERIFICATION OF INTERFACE-TRACKING METHOD WITH MANUFACTURED SOLUTION
机译:
验证制造解决方案的界面跟踪方法
作者:
Kei Ito
;
Hiroyuki Ohshima
;
Tomoaki Kunugi
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Gas entrainment;
Interface-tracking method;
Manufactured solution;
Fast reactor;
78.
TAILORED EXPERIMENTS FOR VALIDATION OF CFD WITH FSI FOR NUCLEAR APPLICATIONS
机译:
用FSI验证核应用的CFD量身定制的实验
作者:
Eric Lillberg
;
Kristian Angele
;
Gustav Lundqvist
;
Nicolas Edh
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
CFD;
FSI;
Validation;
Nuclear;
Experiments;
79.
THE EFFECT OF THERMAL CONDITIONS AND JET PROPERTIES ON STEAM EXPLOSION
机译:
热条件和喷射性能对蒸汽爆炸的影响
作者:
I. Baruch
;
G. Widenfeld
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Steam Explosion;
Coolant Injection;
experimental study;
80.
UNCERTAINTY EVALUATION OF CFD SIMULATION USING OPTIMAL STATISTICAL ESTIMATOR
机译:
最优统计估算器的CFD仿真的不确定性评价
作者:
A. Prosek
;
B. Koncar
;
M. Leskovar
;
S. Kosmrlj
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
CFD simulation;
uncertainty evaluation;
turbulent flow;
81.
UNCERTAINTY QUANTIFICATION OF TRACE WALL HEAT TRANSFER MODELING IN SUBCOOLED BOILING USING BFBT EXPERIMENTS
机译:
使用BFBT实验在脱硫沸腾中痕量壁传热建模的不确定性定量
作者:
Guojun Hu
;
Tomasz Kozlowski
;
Caleb Brooks
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Uncertainty Quantification;
BFBT;
MLE;
TRACE;
Subcooled boiling;
82.
THERMAL-HYDRAULIC STUDY OF SIPHON BREAKING PHENOMENON ON A TWO-PHASE GAS/LIQUID FLOW
机译:
两相气/液体流动虹吸突破现象的热液压研究
作者:
P.-A. Douxchamps
;
C. Diakodimitris
;
C. Mandy
;
C. Angulo
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Siphoning;
two-phase flow simulation;
Computational Fluid Dynamics (CFD);
83.
EXPERIMENTAL EVALUATIONS OF LOCAL BUBBLE PARAMETERS OF SUBCOOLED BOILING FLOW IN A PRESSURIZED VERTICAL ANNULUS CHANNEL
机译:
加压垂直环通道中旋转沸腾流动局部气泡参数的实验评价
作者:
In-Cheol Chu
;
Seung Jun Lee
;
Young Jung Youn
;
Jong Kuk Park
;
Hae Sup Choi
;
Dong Jin Euh
;
Chul-Hwa Song
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Local bubble parameters;
subcooled boiling flow;
elevated pressure condition;
84.
Experimental Research on Non-Condensable Gases Effects in Passive Decay Heat Removal System
机译:
无可冷凝气体效应的实验研究在无源腐烂散热系统中的影响
作者:
LIU Yang
;
JIA Hai-jun
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Non-Condensable Gas;
IPWR;
PDHR;
Condensation;
Natural Circulation;
85.
PASSIVE DECAY HEAT REMOVAL CAPABILITY OF FIXED BED NUCLEAR REACTOR FUEL CHAMBER
机译:
固定床核反应堆燃料室的无源腐烂除去能力
作者:
Muhammad Rizaal
;
Koji Okamoto
;
Nejdet Erkan
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Fixed bed nuclear reactor;
fuel chamber;
decay heat;
passive cooling;
86.
MODELING THE MECHANICAL INTEGRITY OF AIRFOIL PRINTED CIRCUIT HEAT EXCHANGERS
机译:
建模翼型印刷电路热交换器的机械完整性
作者:
Ian Jentz
;
Mark Anderson
;
Xiaodong Sun
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Printed Circuit Heat Exchanger;
Mechanical Integrity;
Stress Modeling;
87.
ASSESSMENT OF THE BEST ESTIMATE THERMAL DESIGN METHOD USING THALES SUBCHANNEL CODE
机译:
使用Thales子信道代码评估最佳估算热设计方法
作者:
Byeong Il Jang
;
Hong Ju Kim
;
Beomjun Jang
;
Shane Park
;
Chong Kuk Chun
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
DNBR;
THALES;
Monte-Carlo Method;
DNBR Limit;
Subchannel Analysis;
88.
NUMERICAL PREDICTION OF FLOW INDUCED VIBRATIONS IN NUCLEAR REACTOR APPLICATIONS
机译:
核反应堆应用中流动诱导振动的数值预测
作者:
E. ter Hofstede
;
A. Shams
;
A.H. van Zuijlen
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Fluid Structure Interaction;
Nuclear Reactor;
Computational Fluid Dynamics;
Strong Coupling;
89.
EXPERIMENTAL EVALUATION OF SODIUM-TO-AIR HEAT EXCHANGER PERFORMANCE FOR PGSFR DESIGN CODE VALIDATION
机译:
PGSFR设计代码验证的钠对空气热交换器性能的实验评价
作者:
S. Yeom
;
J. Hong
;
J. -H. Eoh
;
J. -M. Kim
;
Y. Cho
;
M. -H. Jung
;
D. -Y. Gam
;
T. -J Kim
;
I. Hwang
;
J. Lee
;
C. Cho
;
J. -Y. Jeong
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Air-to-sodium heat exchanger;
Decay heat removal;
Liquid metal heat transfer;
90.
Accident Analysis of Heat Pipe Cooled Space Reactor
机译:
热管冷却空间反应器的事故分析
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;
91.
TURBULENT CONVECTION EXPERIMENT TO SUPPORT IVR STRATEGY
机译:
湍流对流实验支持IVR策略
作者:
MA Li
;
LI Jing
;
JI Shui
;
CHANG Huajian
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
High Rayleigh number;
natural convection;
metal layer;
heat transfer;
92.
Loss of Coolant Flow Accident Analysis for the Fluoride Salt Cooled High Temperature Reactor
机译:
氟化物盐冷却高温反应器的冷却剂流动事故分析丧失
作者:
Yao FU
;
Yang YANG
;
Yang ZOU
;
Qiang SUN
;
Jie ZHANG
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
FHR;
RELAP5/MOD4.0;
Reactor Coolant Pump;
Loss of coolant flow;
93.
NUMERICAL STUDY ON THE EFFECTS OF VANE ANGLE AND DIMPLE ON THE THERMAL HYDRAULIC PERFORMANCE OF A PWR FUEL ASSEMBLY
机译:
叶片角度与凹陷对PWR燃料组件热水力性能影响的数值研究
作者:
Hui Zhang
;
Bao-Wen Yang
;
Bin Zhang
;
Bin Han
;
Yanping Huang
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Vane angle;
dimple shape;
pressure drop;
turbulence model;
94.
ANALYSIS OF FUKUSHIMA DAIICHI NPP UNIT 3 WITH MELCOR_2.1
机译:
用Melcor_2.1分析Fukusima Daiichi NPP单元3
作者:
L. Fernandez-Moguel
;
A. Rydl
;
B. Jaeckel
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Fukushima plausible sequence;
MELCOR;
95.
Trend Analysis for Low Pressure Low Flow Round Tube CHF
机译:
低压低流量圆管CHF趋势分析
作者:
Xirui Liu
;
Bao-Wen Yang
;
Yudong Zha
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Critical Heat Flux (CHF);
CHF mechanistic model;
Low pressure low mass flow;
CHF correlation;
96.
SUPPRESSION MEASURES AND EFFECTIVE TRIGGERING RETARDANT OF STEAM EXPLOSIONS
机译:
抑制措施和有效触发蒸汽爆炸的延迟
作者:
Masahiro Furuya
;
Takahiro Arai
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Steam explosion retardant;
triggering;
polyethylene glycol;
additives;
cloudy-point phenomenon;
97.
QUENCHING OF A HEATED ROD: PHYSICAL PHENOMENA AND HEAT TRANSFER
机译:
淬火加热棒:物理现象和传热
作者:
Arnab Dasgupta
;
P. P. Kulkarni
;
G.J. Gorade
;
D.K. Chandraker
;
A.K. Nayak
;
P.K. Vijayan
;
S.P. Walker
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Rewetting;
Quenching;
Heat-flux;
Surface temperature;
98.
Unprotected Transient Analyses of Natural Circulation LBE-Cooled Accelerator Driven Sub-critical System
机译:
自然循环LBE冷却加速器驱动亚临界系统的无保护瞬态分析
作者:
Gang Wang
;
Zhen Wang
;
Ming Jin
;
YunqingBai
;
Yong Song
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
LBE;
ADS;
neutronics and thermal-hydraulics coupling;
natural circulation;
99.
SEVERE ACCIDENT PROGRESSION IN THE BWR LOWER PLENUM AND THE MODES OF VESSEL FAILURE
机译:
BWR下层增压器的严重事故进展和血管衰竭的模式
作者:
B.R. Sehgal
;
S. Bechta
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Severe accident;
100.
BENCHMARK ANALYSIS OF EBR-Ⅱ PROTECTED LOSS-OF-FLOW TRANSIENT
机译:
EBR-Ⅱ保护损失的基准分析
作者:
I. Horvatovic
;
C. Batra
;
M. Cherubini
;
A. Petruzzi
;
F. DAuria
;
T. Bajs
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
EBR-Ⅱ;
Sodium-cooled fast reactors;
RELAP5-3D;
protected loss-of-flow;
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