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International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics
International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics
召开年:
2015
召开地:
Chicago, IL(US)
出版时间:
-
会议文集:
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67
条结果
1.
DIAGNOSTIC TECHNIQUES FOR FLOW INDUCED VIBRATION
机译:
流动感应振动的诊断技术
作者:
Shengjie Gong
;
Fujun Gan
;
Yong Mei
;
Chi Wang
;
Hanyang Gu
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Flow-induced vibration;
laser Doppler vibrometer (LDV);
accelerometer;
calibration;
rod bundle;
2.
Reactor Core Analysis at Low Flow Condition Using THALES Subchannel Code
机译:
使用THALES子通道代码在低流量条件下进行反应堆堆芯分析
作者:
Beomjun Jang
;
Chongkuk Chun
;
Joo Il Yoon
;
Byeong Il Jang
;
Dong Soo Song
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
DNBR;
THALES;
low flow condition;
3.
VALIDATION OF THE DRYOUT MODELING CODE, FIDOM
机译:
干燥建模代码验证
作者:
D. K. Chandraker
;
A. Dasgupta
;
A. K. Nayak
;
P. K. Vijayan
;
S.P. Walker
;
K.S. Deshpande
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Annular flow;
CHF;
dryout modeling;
entrainment;
deposition;
4.
SOURCE TERM ESTIMATION FOR THE FUKUSHIMA DAIICHI NUCLEAR POWER STATION ACCIDENT BY COMBINED ANALYSIS OF ENVIRONMENTAL MONITORING AND PLANT DATA THROUGH ATMOSPHERIC DISPERSION SIMULATION
机译:
大气色散模拟结合环境监测与植物数据分析福岛大池核电站事故源期
作者:
H. Nagai
;
H. Terada
;
M. Chino
;
G. Katata
;
S. Mikami
;
K. Saito
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Source term estimation;
Fukushima Daiichi nuclear power station accident;
atmospheric transport and deposition model;
environmental monitoring;
~(134)Cs/~(137)Cs ratio;
5.
IMPLEMENTATION OF STRONG IMPLICIT PROCEDURE FOR THE ENERGY EQUATIONS IN SUBCHANNEL CODE ATHAS
机译:
子代码ATHAS中能量方程的强隐式过程的实现
作者:
Wenjie Ding
;
Jianqiang Shan
;
Bo Zhang
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
SIP method;
ATHAS;
computational efficiency;
energy equations;
6.
AN EXPERIMENTAL STUDY ON THE DYNAMICS OF A LIQUID FILM UNDER SHEARING FORCE AND THERMAL INFLUENCE
机译:
剪切力和热影响下液膜动力学的实验研究
作者:
Ke Wang
;
Youjia Zhang
;
Weimin Ma
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
stratified flow;
liquid film dynamics;
instability;
rupture;
shear force;
7.
A Visual Study of Molten Metal Fuel Coolant Interactions under an Initial Phase of SFR Severe Accident using Gallium Metal vs Water or R123
机译:
使用金属镓与水或R123的SFR严重事故初期熔融金属燃料冷却剂相互作用的可视化研究
作者:
Hyo Heo
;
Seong Dae Park
;
Dong Wook Jerng
;
In Cheol Bang
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Hypothetical Core Disruptive Accident (HCDA);
Metal fuel;
SFR;
Severe accident;
Dispersion of molten metal fuel;
8.
EXPERIMENTAL STUDY OF PRESSURE DROP AND MODELING OF INTERFACIAL SHEAR FOR VERTICAL ANNULAR FLOW
机译:
垂直环流的压降与界面剪切模型的实验研究
作者:
Liang-ming Pan
;
Hui He
;
Yao Wu
;
Peng Ju
;
Takashi Hibiki
;
Mamoru Ishii
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Annular Flow;
Interfacial Shear Stress;
Disturbance Wave Height;
Pressure Drop;
9.
ON THE USE OF HYBRID RANS/LES METHODS FOR THE SIMULATION OF THE EROSION OF A STRATIFIED LAYER BY A TURBULENT BUOYANT JET
机译:
混合Rans / les方法在湍流浮力射流对分层层腐蚀的模拟中的应用
作者:
F. Duval
;
M. Le Bars
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Turbulence;
stratified layer;
erosion;
hybrid RANS/LES simulation;
10.
ASSESSMENT OF THE BEST ESTIMATE THERMAL DESIGN METHOD USING THALES SUBCHANNEL CODE
机译:
使用Thas子通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;
11.
UNCERTAINTY QUANTIFICATION OF TRACE WALL HEAT TRANSFER MODELING IN SUBCOOLED BOILING USING BFBT EXPERIMENTS
机译:
使用BFBT实验的过冷沸腾道壁传热建模的不确定度量化。
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;
12.
EXPERIMENTAL EVALUATIONS OF LOCAL BUBBLE PARAMETERS OF SUBCOOLED BOILING FLOW IN A PRESSURIZED VERTICAL ANNULUS CHANNEL
机译:
压力垂直环形通道过冷沸腾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;
13.
Analysis for Progression of Accident at Fukushima Dai-ichi Nuclear Power Station with THALES2 code
机译:
用THALES2代码分析福岛第一核电站事故进展
作者:
Toshinori MATSUMOTO
;
Jun ISHIKAWA
;
Yu MARUYAMA
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
THALES2;
Source term;
Fukushima Dai-ichi NPS accident;
Melt progression;
14.
CFD MODELING OF MIXING PHENOMENA FOR PRESSURIZED THERMAL SHOCK ANALYSIS ON THE DOWNCOMER OF WWER-440
机译:
WWER-440降管加压热震分析的混合现象的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;
15.
MEASUREMENTS OF THE FLOW DISTRIBUTION IN SUBCHANNELS OF A WIRE WRAPPED 37-PIN ROD ASSEMBLY
机译:
缠绕37针杆组件的子管道中的流量分布测量
作者:
Seok-Kyu Chang
;
Dong-Jin Euh
;
Hae Seob Choi
;
Hyungmo Km
;
Dong-Won Lee
;
Hyeong-Yeon Lee
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Wire wrapped rod bundle;
Subchannel;
Iso-kinetic sampling method. Pressure loss;
Friction factor;
16.
IMPLEMENTATION AND ASSESSMENT OF THE DELAYED EQUILIBRIUM MODEL FOR COMPUTING FLASHING CHOKED FLOWS IN A MULTI-FIELD CFD CODE
机译:
多字段CFD代码中计算闪烁的阻塞流的延迟均衡模型的实现和评估
作者:
Matthieu Duponcheel
;
Jean-Marie Seynhaeve
;
Yann Bartosiewicz
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Flashing Choked Flow;
LOCA;
NEPTUNECFD;
DEM;
17.
AN APPROACH TOWARD EVALUATION OF FP BEHAVIOR IN NPPS UNDER SEVERE ACCIDENTS
机译:
严重事故下NPPS FP行为评估方法
作者:
Shunsuke Uchida
;
Masanori Naitoh
;
Hidetoshi Okada
;
Marco Pellegrini
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
severe accident;
fission product;
FP transport;
~(137)Cs;
radioactive contamination;
18.
CFD Evaluation of OECD PSBT Geometry Effects Based on Fluid Temperature Measurements
机译:
基于流体温度测量的OECD PSBT几何效应的CFD评估
作者:
Y. Xu
;
Y. Sung
;
E. Tatli
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
CFD;
PSBT Rod Bundle;
Mixing Vanes;
Orientation of Spacer Grids;
Turbulent Mixing;
19.
A NEW LUMPED THERMAL RESISTANCE HEAT TRANSFER MODEL FOR FUEL PIN STRUCTURE
机译:
燃料销结构的集总热阻传热模型
作者:
Shisheng Wang
;
Andrei Rineiski
;
Liancheng Guo
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Fuel pin heat transfer;
Lumped parameter thermal resistance;
Fuel pin mean temperature;
Temperature profile in the fuel pin structure;
20.
CTF RESIDUAL FORMULATION OF SOLID LIQUID COUPLING
机译:
固液耦合的CTF残差公式
作者:
C. Dances
;
V. Mousseau
;
M. Avramova
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
CTF;
Thermal Hydraulic. Residual;
Jacobian;
Solid Liquid Coupling;
21.
LARGE OPEN REGION INTERFACIAL DRAG MODELING PACKAGE IN COBRA-IE
机译:
COBRA-IE中的大型开放区域界面拖曳建模软件包
作者:
D.L. Aumiller
;
J.W. Lane
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
COBRA-IE;
interfacial drag;
void fraction;
assessment;
22.
CFD SIMULATION OF THE DEPARTURE FROM NUCLEATE BOILING
机译:
核沸腾离析的CFD模拟
作者:
Ladislav Vyskocil
;
Jiri Macek
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Computational fluid dynamics;
convective boiling flow;
departure from nucleate boiling;
critical heat flux;
NEPTUNE_CFD code;
23.
A STUDY OF HEAT TRANSFER MECHANISMS AND FLOW CHARACTERISTICS FOR SINGLE RISING TAYLOR BUBBLES
机译:
单升泰勒管的传热机理及流动特性研究
作者:
Alex Scammell
;
Jungho Kim
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Slug flow;
Heat transfer;
Infrared thermometry;
Film thickness;
Vortices;
24.
AN EXPERIMENTAL STUDY ON THE QUENCH FRONT VELOCITY AND TEMPERATURE DURING REWETTING OF A HOT VERTICAL ROD
机译:
热垂直杆再润湿过程中淬火前速度和温度的实验研究
作者:
N. Lymperea
;
A. Nikoglou
;
E.P. Hinis
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Bottom flooding;
quench front;
rewetting;
25.
NON-LINEAR EDDY VISCOSITY TURBULENCE MODELING IN HYDRA-TH FOR FUEL RELATED APPLICATIONS
机译:
燃料相关应用中Hydra-th的非线性涡流粘性湍流建模
作者:
Ben Magolan
;
Emilio Baglietto
;
Mark Christon
;
Thomas Smith
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Turbulence;
k-ε;
NLEVM;
Hydra-TH;
26.
QUANTIFICATION OF INPUT UNCERTAINTIES BASED ON VEERA REFLOODING EXPERIMENTS
机译:
基于面值反演实验的输入不确定度的量化
作者:
T.Alku
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
BEPU;
Input Uncertainty;
Physical Models;
FFTBM;
CIRCE;
27.
VISUALIZATION OF TURBULENT THERMAL MIXING STRUCTURES IN A HORIZONTAL STRATIFIED CONDENSING FLOW
机译:
水平分层凝结流中湍流热混合结构的可视化
作者:
Seungtae Lee
;
Dong-Jin Euh
;
Chul-Hwa Song
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Direct-contact condensation;
Horizontal stratified flow;
Turbulent thermal mixing;
Flow visualization;
28.
THE IMPACT OF VERTICAL ACCELERATION ON THE NONLINEAR BEHAVIORS OF MULTIPLE PARALLEL BOILING CHANNELS
机译:
垂直加速度对多重并行沸腾通道非线性行为的影响
作者:
Jin Der Lee
;
Chin Pan
;
Shao Wen Chen
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Two phase flow;
multiple boiling channels;
nonlinear analysis;
vertical acceleration;
29.
Uncertainty Analysis of an Interfacial Area Reconstruction Algorithm
机译:
界面区域重构算法的不确定性分析
作者:
A. Dave
;
A. Manera
;
M. Beyer
;
D. Lucas
;
H.-M. Prasser
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Wire mesh sensor;
two-phase flow;
interfacial area transport equation;
uncertainty analysis;
30.
EXPERIMENTAL INVESTIGATION OF FLAT PLATE DEFLECTION UNDER VARIABLE VELOCITY PARALLEL FLOW
机译:
变速度平行流动条件下平板变形的实验研究
作者:
J.C. Kennedy
;
C.J. Jesse
;
G.H. Schnieders
;
G.L. Solbrekken
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Fluid Structure Interaction;
Experiment;
Flow Loop;
Lasers;
31.
Steam Condensation in Packed Beds - An Experimental Study
机译:
填充床中的蒸汽冷凝-实验研究
作者:
J. Edwards
;
D. Gould
;
H. Bindra
;
P. Sabharwall
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Passive Safety;
Steam Condensation;
Two phase flow;
32.
COBRA-IE: A NEW SUB-CHANNEL ANALYSIS CODE
机译:
COBRA-IE:新的子渠道分析代码
作者:
D. L. Aumiller
;
G. W. Swartele
;
M. J. Meholic
;
L. J. Lloyd
;
F. X. Buschman
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
COBRA-IE;
COBRA;
Advanced Sub-Channel;
33.
DEVELOPMENT OF A SUB-GRID LIQUID JET CONDENSATION MODEL
机译:
亚网格液体射流冷凝模型的开发
作者:
F. X. Buschman
;
D. L. Aumiller
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Jet Condensation;
Sub-grid;
Sub-channel;
Noncondensable Gas;
34.
A DISCUSSION OF UNCERTAINTY QUANTIFICATION FOR CHF AS PERFORMED IN COBRA-IE
机译:
在COBRA-IE中对CHF进行不确定度量化的讨论
作者:
D. L. Aumiller
;
M. J. Meholic
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
COBRA;
CHF;
critical power;
uncertainty;
assessment;
35.
AN ASSESSMENT OF VOID FRACTION DATA WITH COBRA-IE
机译:
用COBRA-IE评估无效分数数据
作者:
D.L. Aumiller
;
M.J. Meholic
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Void Fraction Assessment;
subcooled boiling;
36.
ASSESSMENT OF SUBCHANNEL CODE ASSERT-PV FOR SUPERCRITICAL APPLICATIONS
机译:
用于超临界应用的子代码ASSERT-PV的评估
作者:
Y.F. Rao
;
E.N. Onder
;
K. Podila
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Subchannel code;
Supercitical Flow;
Thermalhydraulics;
Heat Transfer;
ASSERT;
37.
CFD MODELLING OF CHUGGING CONDENSATION REGIME OF BWR SUPPRESSION POOL EXPERIMENTS
机译:
压水堆抑制池实验凝结冷凝系统的CFD建模
作者:
V. Tanskanen
;
G. Patel
;
M. Puustinen
;
E. Hujala
;
R. Kyrki-Rajamaeki
;
J. Hyvaerinen
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Suppression pool;
Chugging;
Pattern recognition;
CFD;
Direct contact condensation;
38.
VALIDATION OF CATHARE TH-SYS CODE AGAINST EXPERIMENTAL REFLOOD TESTS
机译:
验证CATHARE TH-SYS代码是否针对实验洪水测试
作者:
S. Lutsanych
;
F. Moretti
;
F. DAuria
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
CATHARE;
REFLOODING;
MULTI-FIELD;
VALIDATION;
ACCURACY;
39.
DEVELOPMENT AND ASSESSMENT OF A METHOD FOR EVALUATING UNCERTAINTY OF INPUT PARAMETERS
机译:
评价输入参数不确定性的方法的开发与评估
作者:
A. Kovtonyuk
;
S. Lutsanych
;
F. Moretti
;
A. Petruzzi
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
UNCERTAINTY;
REFLOOD;
RELAP;
CATHARE;
PREMIUM;
40.
FUKUSHIMA CORE MELT COMPOSITION SIMULATION WITH ASTEC
机译:
用ASTEC模拟福岛核熔体成分
作者:
H. Bonneville
;
L. Carenini
;
M. Barrachin
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Fukushima-Daiichi;
ASTEC;
simulation;
melt composition;
41.
LESSONS LEARNED FROM THE FUKUSHIMA ANALYSIS: THE MODELING OF SEVERE ACCIDENTS IN NUCLEAR POWER PLANTS
机译:
从福岛分析中学到的经验教训:核电站中严重事故的建模
作者:
Luis E. Herranz
;
C. Lopez
;
J. Fontanet
;
E. Fernandez
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Fukushima;
MELCOR code;
uncertainties;
42.
NUMERICAL STUDY OF HEAT DIFFUSION CONTROLLED BUBBLE GROWTH IN A PRESSURIZED LIQUID
机译:
压缩液体中热扩散控制气泡增长的数值研究
作者:
G. Giustini
;
J. Murallidharan
;
Y. Sato
;
B. Niceno
;
V. Badalassi
;
S. Walker
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Bubble growth;
boiling heat transfer;
high pressure;
Interface Tracking;
CFD;
43.
EXPERIMENTAL INVESTIGATION OF HEAT TRANSFER PHENOMENON OF ANNULAR HEAT PIPE FOR PASSIVE IN-CORE COOLING SYSTEM
机译:
被动管内冷却系统环形热管传热现象的实验研究
作者:
In Guk Kim
;
Kyung Mo Kim
;
Yeong Shin Jeong
;
In Cheol Bang
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Hybrid heat pipe;
Heat pipes;
Passive IN-core Cooling system (PINCs);
44.
MODELING AND VALIDATION OF FORCED CONVECTION SUBCOOLED BOILING
机译:
对流过冷沸腾的建模与验证
作者:
D. R. Shaver
;
M. Z. Podowski
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Subcooled boiling;
Thermal non-equilibrium;
Computational multiphase fluid dynamics;
45.
IMPROVEMENT OF WALL SURFACE TEMPERATURE EVALUATION PROCEDURE DURING SUBCOOLED NUCLEATE BOILING IN NON-EMPIRICAL BOILING AND CONDENSATION MODEL
机译:
非经验沸腾和冷凝模型中过冷核沸腾壁面温度评估程序的改进
作者:
Y. Ose
;
T. Kunugi
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Light water reactors;
Boiling and condensation model;
Subcooled nucleate boiling;
Wall surface temperature;
Direct numerical simulation;
46.
CALIBRATION AND OPTIMIZATION OF PRESSURIZED THERMAL SHOCK FOR BENCHMARKING DIRECT NUMERICAL SIMULATION
机译:
基准温度直接数值模拟的加压热冲击定标和优化
作者:
G. Damiani
;
D. Rosa
;
A. Shams
;
E.M.J. Komen
;
E. Merzari
;
A. Obabko
;
P. Fischer
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Pressurized Thermal Shock;
DNS;
NEK5000;
47.
NUMERICAL STUDY OF BUBBLE COALESCENCE IN SUB-COOLED FLOW BOILING
机译:
过冷沸腾沸腾过程中气泡重结晶的数值研究
作者:
Eyitayo James Owoeye
;
Du Wayne Schubring
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Coalescence;
Lift-off;
LES;
Sub-cooled boiling;
VOF;
Bubble dynamics;
48.
IMPLEMENTATION AND VALIDATION OF A SURFACE TENSION MODEL FOR THE MULTI-SCALE APPROACH GENTOP
机译:
多尺度方法Gentop的表面张力模型的实现与验证
作者:
G. Montoya
;
E. Baglietto
;
D. Lucas
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
CFD;
GENTOP;
Surface Tension;
Contact Angle;
MT-Loop;
49.
SIMULATION OF GR19 SODIUM BOILING EXPERIMENTS WITH CATHARE 2 SYSTEM CODE AND TRIO_U MC SUBCHANNEL CODE
机译:
用CATHARE 2系统代码和TRIO_U MC子通道代码模拟GR19钠沸腾实验
作者:
M. Anderhuber
;
A. Gerschenfeld
;
N. Alpy
;
J. Perez
;
JM. Seiler
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
CATHARE;
Trio_U MC;
SFR;
sodium boiling;
GR19 experiment;
50.
ASSESSMENT OF RANS AT LOW PRANDTL NUMBER AND SIMULATION OF SODIUM BOILING FLOWS WITH A CMFD CODE
机译:
低PRANDTL数的RANS评估和用CMFD代码模拟钠沸腾流动
作者:
S. Mimouni
;
C. Baudry
;
M. Guingo
;
M. Hassanaly
;
V. Heisel
;
J. Lavieville
;
N. Mechitoua
;
N. Merigoux
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Boiling flow;
SFD;
sodium;
low Prandtl number;
SFR assembly;
51.
SLIMM DECAY HEAT REMOVAL BY NATURAL CIRCULATION OF AMBIENT AIR
机译:
通过环境空气自然循环去除Slim衰变热
作者:
Luis Palomino
;
Mohamed S. El-Genk
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
SLIMM-Small modular reactor;
natural circulation of ambient air;
Computational Fluid Dynamics (CFD);
thermal-hydraulics;
passive decay heat removal;
liquid sodium;
52.
NUMERICAL INVESTIGATION OF SELF-WASTAGE PHENOMENA IN STEAM GENERATOR OF SODIUM-COOLED FAST REACTOR
机译:
钠冷快堆蒸汽发生器自残现象的数值研究
作者:
Sunghyon Jang
;
Takashi Takata
;
Akira Yamaguchi
;
Akihiro Uchibori
;
Akikazu Kurihara
;
Hiroyuki Ohshima
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Sodium-Water Reaction;
Self-wastage phenomena;
CFD;
Sodium Faster Breeder Reactor;
53.
SINGLE AND TWO-PHASE SODIUM FLOW ANALYSIS FOR TWO TUCOP CABRI TESTS USING THE ASTEC-Na CODE
机译:
使用ASTEC-Na代码对两个TUCOP卡贝测试进行单相和两相钠流分析
作者:
Sara Perez-Martin
;
Werner Pfrang
;
Giacomino Bandini
;
Stefano Ederli
;
Paolo Balestra
;
Carlo Parisi
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
ASTEC-Na;
two-phase sodium;
FBR;
severe accidents;
code benchmarking;
54.
Theoretical analysis of the characteristics of critical heat flux in vertical narrow rectangular channels under motion conditions
机译:
运动条件下垂直窄矩形通道临界热通量特性的理论分析
作者:
Mengmeng Xi
;
Wenxi Tian
;
Siyang Huang
;
Guanghui Su
;
Suizheng Qiu
;
Dongxiao Du
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Effect of additional acceleration;
Critical heat flux;
Vertical narrow rectangular channel;
uniformly heated;
55.
HEAT LOSS EVALUATION IN LARGE SCALE ROD BUNDLE CHF EXPERIMENTS
机译:
大型棒束瑞士法郎实验中的热损失评估
作者:
Baowen YANG
;
Hui ZHANG
;
Bo ZHANG
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Heat loss;
large scale bundle test;
CFX;
RELAP;
56.
STUDY ON FLOW BOILING HEAT TRANSFER IN HORIZONTAL-RECTANGULAR-NARROW-FLAT CHANNELS
机译:
水平矩形窄槽通道内沸腾传热的研究
作者:
Y. Koizumi
;
K. Ohira
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Narrow Height Channel;
Pressure Drop;
Heat Transfer;
Two-Phase Flow;
Flow Boiling;
57.
TRACG ANALYSIS AND RESULTS OF PHASE 1 OF THE OECD/NEA OSKARSHAMN-2 BWR STABILITY BENCHMARK
机译:
OECD / NEA OSKARSHAMN-2 BWR稳定性基准测试阶段1的追踪分析和结果
作者:
H. Cowen
;
S. Pfeffer
;
J. Vedovi
;
L. Ibarra
;
D. Vreeland
;
D. Miranda
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
TRACG;
Thermal-hydraulics;
BWR stability;
Oskarshamn-2;
58.
Experimental and theoretical study of iron concentration on clogging phenomenon in secondary circuit of pressurized nuclear power plant
机译:
铁浓度对加压核电站二次回路堵塞现象的实验和理论研究
作者:
T. Muller
;
A. Mourgues
;
F. Pedler
;
A. Lassauce
;
M. Guillodo
;
P. Dolleans
;
M. Caron-Charles
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Clogging effect;
streaming current;
mass transfer;
steam generator;
pressure drop;
59.
ADVANCED MULTIPHYSICS THERMAL-HYDRAULICS MODELS FOR THE HIGH FLUX ISOTOPE REACTOR
机译:
高通量同位素反应器的高级多物理热力学模型
作者:
Prashant K. Jain
;
James D. Freels
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
LEU conversion;
research reactor;
involute plates;
60.
A Supercritical Pressure Parallel Channel Natural Circulation Loop
机译:
超临界压力平行通道自然循环回路
作者:
Manish Sharma
;
Kapil Bodkha
;
D.S. Pilkhwal
;
P.K. Vijayan
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
61.
A REEVALUATION OF THE LIFT FORCE IN EULERIAN MULTIPHASE CFD
机译:
欧拉多相CFD升力的重新评估
作者:
R. Sugrue
;
E. Baglietto
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Lift force;
multiphase CFD;
hydrodynamic closure;
two-phase flow;
62.
BALANCE OF PLANT AND POWER TRANSMISSION FOR THE OFFSHORE FLOATING NUCLEAR PLANT
机译:
海上浮式核电站的电厂与输电平衡
作者:
P. Minelli
;
J. Buongiorno
;
M. Golay
;
N. Todreas
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Rankine cycle;
efficiency;
transmission;
submarine cable;
63.
BENCHMARK STUDY OF THE ACCIDENT AT THE FUKUSHIMA DAIICHI NPS BEST ESTIMATE CASE COMPARISON
机译:
FUKUSHIMA DAIICHI NPS最佳估计病例比较中的事故征候基准研究
作者:
M. Pellegrini
;
K. Dolganov
;
L. E. Herranz Puebla
;
H. Bonneville
;
D. Luxat
;
M. Sonnenkalb
;
J. Ishikawa
;
J. H. Song
;
R. O. Gauntt
;
L. Fernandez Moguel
;
F. Payot
;
Y. Nishi
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
OECD/NEA;
BSAF;
SA codes;
decommissioning;
64.
TREATMENT OF NUCLEATION AND BUBBLE DYNAMICS IN HIGH HEAT FLUX FILM BOILING
机译:
高热通量膜沸腾中核化和气泡动力学的处理
作者:
Y.Liu
;
N. Dinh
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Nucleate Boiling;
Thin Liquid Film;
High Heat Flux;
Vapor Bubble;
Nucleation Sites;
65.
A Generalized Turbulent Dispersion Model for bubbly flow numerical simulation in NEPTUNE_CFD
机译:
NEPTUNE_CFD中气泡流数值模拟的广义湍流扩散模型
作者:
J. Lavieville
;
N. Merigoux
;
M. Guingo
;
C. Baudry
;
S. Mimouni
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Two phase Bubbly Flow;
Turbulent Dispersion;
Validation;
DNB;
66.
DETAILED MEASUREMENTS OF LOCAL PARAMETERS IN ANNULAR TWO-PHASE FLOW IN FUEL BUNDLE UNDER BWR OPERATING CONDITIONS
机译:
BWR工作条件下燃料束中环流两相流局部参数的详细测量
作者:
J.-M. Le Corre
;
U. C. Bergmann
;
A. Hallehn
;
H. Tejne
;
F. Waldemarsson
;
B. Morenius
;
R. Baghai
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Instrumentation;
annular two-phase flow;
rod bundle;
BWR;
void fraction;
67.
EXPERIMENTAL CHARACTERIZATION OF INTERCHANNEL MIXING THROUGH A NARROW GAP
机译:
通过窄间隙进行通道间混合的实验表征
作者:
Simo A. Maekiharju
;
Steven L. Ceccio
;
John R. Buchanan Jr.
;
Alexander G. Mychkovsky
;
Kevin J. Hogan
;
Kirk T. Lowe
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Interchannel mixing;
leakage flow;
coherent structures;
code validation data;
integral mixing;
CFD validation;
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