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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.
COMMERCIAL GRADE DEDICATION OF RELAP5-3D©
机译:
RELAP5-3D的商业等级专用©
作者:
D. Prelewicz
;
B. Wolf
;
C. Delfino
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
RELAP5-3D©;
NRELAP5;
NQA-1-2008;
NQA-la-2009;
commercial grade dedication;
2.
EXPERIMENTAL INVESTIGATION OF DEBRIS BED AGGLOMERATION AND PARTICLE SIZE DISTRIBUTION USING WO3-ZRO2 MELT
机译:
WO3-ZRO2熔体对碎屑床团聚和颗粒尺寸分布的实验研究
作者:
Pavel Kudinov
;
Dmitry Grishchenko
;
Alexander Konovalenko
;
Aram Karbojian
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Severe accident;
melt-coolant interactions;
debris agglomeration;
3.
U.S. DOE SEVERE ACCIDENT RESEARCH FOLLOWING THE FUKUSHIMA DAIICHI ACCIDENTS
机译:
继福岛大地事故后的美国能源部重大事故研究
作者:
M. T. Farmer
;
M. Corradini
;
J. Rempe
;
R. Reister
;
D. Peko
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Severe accidents;
Fukushima Daiichi;
US RD;
4.
COMPUTATIONAL FLUID DYNAMICS ASSESSMENT OF EMERGENCY CORE COOLING SYSTEM CHECK VALVES AT COMANCHE PEAK
机译:
科曼奇峰的应急核心冷却系统止回阀的计算流体动力学评估
作者:
Brian M. Golchert
;
Thomas Loebig
;
James Wyble Ⅲ
;
Andrea Lemons
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Engineering CFD assessment;
flow induced problems;
ECCS check valves;
5.
ON WELL-POSEDNESS AND STABILITY OF THE TWO-FLUID MODEL FOR VERTICAL BUBBLY FLOWS
机译:
泡状流两相流模型的适定性和稳定性
作者:
A. Vaidheeswarn
;
W.D. Fullmer
;
M. Lopez de Bertodano
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
well-posedness;
collision;
linear stability analysis;
two-fluid model;
6.
SEVERE ACCIDENT PROGRESSION IN THE BWR LOWER PLENUM AND THE MODES OF VESSEL FAILURE
机译:
BWR下气室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;
7.
Large Scale BWR Containment LOCA Response Test at the INKA Test Facility
机译:
在INKA测试设施进行的大规模BWR围堵LOCA响应测试
作者:
Thomas Wagner
;
Stephan Leyer
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Passive Systems;
Experimental Validation;
BWR;
Accident Simulation;
8.
NUMERICAL STUDY ON THE EFFECTS OF VANE ANGLE AND DIMPLE ON THE THERMAL HYDRAULIC PERFORMANCE OF A PWR FUEL ASSEMBLY
机译:
叶片角和钝角对压水堆燃料热工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;
9.
IMPROVEMENT OF MIXING VANE CROSSFLOW MODEL IN SUBCHANNEL ANALYSIS
机译:
子通道混合叶片横流模型的改进
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;
10.
EXPERIMENTAL STUDY METHODS OF THE PCCS CONTAINMENT WALL CONDENSATION WITH NON-CONDENSABLE GAS
机译:
不凝性气体PCCS围护墙凝结的实验研究方法
作者:
Cheng Li
;
Zhan Gao
;
Shan Zhou
;
Hongsen Li
;
Wangfang Du
;
Wei Zhao
;
Lin Yang
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
passive containment;
wall condensation;
water film evaporation with counter-current air flow;
11.
Experiment of Condensation in T-junction: Steam-water Flow in Water-injected Condition
机译:
T型结处的冷凝实验:注水条件下的蒸汽流
作者:
W.Y. Ren
;
G.J. Yu
;
J.W Bian
;
W.X Tian
;
G.H Su
;
S.Z Qiu
;
X.L Fu
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
two-phase flow;
water-injected;
T-junction;
condensation model;
12.
FILM-DROPLET SPLIT CORRELATION AT THE ONSET OF ANNULAR-MIST FLOW
机译:
薄雾流开始时的膜滴分裂相关性
作者:
S. Oh
;
B. Hizoum
;
P. Saha
;
B. Dooies
;
D. Miranda
;
J. G. M. Andersen
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Boiling transition;
annular flow;
subchannel analysis;
film-droplet split;
entrainment;
13.
Modifications of critical heat flux models on horizontal surfaces in pool boiling using interfacial instabilities of viscous potential flows
机译:
使用粘性势流的界面不稳定性修正池沸腾水平面上的临界热通量模型
作者:
Jong Hyuk Lee
;
Byoung Jae Kim
;
Kyung Doo Kim
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Critical Heat Flux (CHF);
Viscous potential flow;
Interfacial instability;
Pool boiling;
14.
ANALYSIS AND APPLICATIONS OF A GENERALIZED MULTI-FIELD TWO FLUID APPROACH FOR PLUNGING JET CONFIGURATION
机译:
广义多流两种流体喷射方法的分析与应用
作者:
E. Krepper
;
F. Zidounil
;
D. Lucas
会议名称:
《》
|
2015年
关键词:
CFD;
two phase flow;
Euler/Euler approach;
interfacial area;
plunging jet;
15.
CFD ANALYSES OF MAIN FLOW PENETRATION DEPTH IN ISOLATED BRANCH LINES
机译:
隔离分支线中主要渗透深度的CFD分析
作者:
Brandon LaFleur
;
Victor Petrov
;
Annalisa Manera
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Branch lines;
thermal fatigue;
penetration depth;
vorticity decay;
experimental validation;
CFD;
16.
BLIND AND AFTERMATH NUMERICAL ANALYSES OF SUPERCRITICAL WATER FLOW AND HEAT TRANSFER IN 1/12 OF 7- ROD BUNDLE WITH SPACERS
机译:
间隔7杆束的1/12超临界水流动和传热的盲与数值分析。
作者:
P. Muehlbauer
;
O. Frybort
;
K. Gregor
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Supercritical water;
CFD;
benchmark;
computational grid;
17.
Status and Challenges of Nuclear Thermal-Hydraulics Research in China
机译:
中国核热工水力研究的现状与挑战
作者:
X. Cheng
;
Y.H. Yang
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
China;
RD;
Thermal-hydraulics;
Overview;
18.
CRITICAL HEAT FLUX WITH SUBCOOLED FLOWING WATER IN TUBES FOR PRESSURES FROM ATMOSPHERE TO NEAR-CRITICAL POINT
机译:
管内过冷流动的临界热通量,适用于从大气到近临界点的压力
作者:
Y. Chen
;
K. Bi
;
M. Zhao
;
C. Yang
;
K. Du
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Critical heat flux;
near-critical pressure;
subcooled;
19.
A CONSIDERATION OF EXPERIMENTAL UNCERTAINTIES FOR PREDICTING CHF IN ROD BUNDLES
机译:
预测棒束中CHF的实验不确定性的考虑
作者:
Dae-Hyun Hwang
;
Seong-Jin Kim
;
Hyuk Kwon
;
Kyong-Won Seo
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Experimental uncertainty;
Limit DNBR;
ASME VV 20;
CHF lookup table;
SMART;
20.
Study on CHF Correlation for PWR at Low Pressure Conditions Based on Stepwise Regression Analysis
机译:
基于逐步回归分析的低压水压堆CHF相关性研究
作者:
YIN Yuan
;
FU Xiangang
;
ZHU Yuanbing
;
KONG Xiangyin
;
LI Jinggang
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
DNBR;
BO;
CHF correlation;
small sample;
stepwise regression;
21.
RECENT DEVELOPMENTS FOR THE SAS4A/SASSYS-1 SAFETY ANALYSIS CODE
机译:
SAS4A / SASSYS-1安全分析代码的最新发展
作者:
T. H. Fanning
;
J. W. Thomas
;
T. Sumner
;
A. Brunett
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
safety analysis;
sodium-cooled fast reactor;
22.
CONDENSATION HEAT TRANSFER COEFFICIENT CORRELATION BASED ON SLIP RATIO MODEL IN A HORIZONTAL HEAT EXCHANGER
机译:
基于滑动比模型的水平换热器冷凝水传热系数相关
作者:
Seok Kim
;
Sung Uk Ryu
;
Seung Tae Lee
;
Dong-Jin Euh
;
Chul-Hwa Song
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Condensation;
Heat transfer coefficient;
Slip ratio;
Passive auxiliary feedwater system;
Horizontal heat exchanger;
23.
FUNDAMENTAL EXPERIMENTS OF CONDENSATION HEAT TRANSFER ON WATER JETS IN THE PRESENCE OF NONCONDENSABLE GAS
机译:
有不凝性气体存在时水珠凝结换热的基本实验
作者:
F. X. Buschman
;
D. L. Aumiller
;
L. E. Hochreiter
;
F. B. Cheung
;
D. K. Johnson
;
M. J. Meholic
;
D. J. Skilone
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Condensation;
Noncondensable gas;
24.
THERMAL HYDRAULIC ANALYSIS IN REACTOR VESSEL INTERNALS CONSIDERING IRRADIATION HEAT
机译:
考虑辐照热的反应釜内部热工液压分析
作者:
Sungje Hong
;
Kunwoo Yi
;
Jin Huh
;
Inyoung Im
;
Eunkee Kim
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
IASCC;
CFD;
Internals;
BOC;
MOC;
EOC;
25.
SIMULATIONS OF ECC SAFETY INJECTION FOR SINGLE PHASE AND STRATIFIED PHASE FLOW
机译:
单相和分层相流的ECC安全注入的模拟
作者:
Kai Wang
;
Rong Cai
;
Wuyue Ren
;
Suizheng Qiu
;
Wenxi Tian
;
G.H. SU
;
Ronghua Chen
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
ECC;
Thermal mixing;
Stratified flow;
Direct contact condensation;
26.
AN EXPERIMENTAL INVESTIGATION OF THERMAL LOADING ON A PLATE FROM PARALLEL TRIPLE JET
机译:
平行三重射流板上热负荷的实验研究
作者:
Paul J. Kristo
;
D. Tyler Landfried
;
Mark L. Kimber
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
lower plenum;
parallel triple jet;
round jet;
thermal loading;
very high temperature reactor;
27.
Natural convective heat transfer from a heated slender vertical tube in a cylindrical tank
机译:
来自圆柱形罐中细长细长管的自然对流传热
作者:
Lin Xian
;
Guangming Jiang
;
Hongxing Yu
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
High Rayleigh number;
Natural convective heat transfer;
L/D;
CFX;
28.
ADS-IRWST Transient Evaluation Model for AP1000 SBLOCA Analysis
机译:
AP1000 SBLOCA分析的ADS-IRWST瞬态评估模型
作者:
Han Wang
;
Peipei Chen
会议名称:
《》
|
2015年
关键词:
Automatic Depressurization System;
SBLOCA;
AP1000;
29.
Numerical Calculation of the Heat Transfer Characteristics of Fuel Cladding with Dirt at Low Coolant Speed
机译:
低冷却速度下含燃油的燃料包覆传热特性的数值计算。
作者:
S.H. Yin
;
X.Y. Zhang
;
A.Q. Liu
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
fuel cladding;
dirt;
heat transfer characteristics;
low coolant speed;
30.
Effect of viscosity on a well-posed one-dimensional two-fluid model for wavy two-phase flow beyond the Kelvin-Helmholtz instability: limit cycles and chaos
机译:
粘度对超过开尔文-亥姆霍兹不稳定性的波浪状两相流的正态一维二流体模型的影响:极限环和混沌
作者:
Martin Lopez de Bertodano
;
William D. Fullmer
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Two-fluid model;
well-posedness;
Kelvin-Helmholtz instability;
nonlinear;
chaos;
31.
ANALYSIS OF PROTECTED RIA AND LOFA IN PLATE TYPE RESEARCH REACTOR USING COUPLED NEUTRONICS THERMAL-HYDRAULICS SYSTEM CODE
机译:
板式研究反应堆中受保护的RIA和LOFA的耦合中子热液系统代码分析
作者:
Marat Margulis
;
Erez Gilad
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Research reactor;
transients;
safety analysis;
LOFA;
RIA;
coupled system code;
32.
ASTEC SIMULATION OF A SBO WITH RE-FLOOD IN A GERMAN KONVOI NPP
机译:
德国Konvoi NPP中充水SBO的ASTEC模拟
作者:
Florian Gremme
;
Marco K. Koch
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Plant Application;
KONVOI;
SBO;
SAM;
ASTEC;
CESAM;
33.
EVALUATION OF THALES SUBCHANNEL CODE BEHAVIOR FOR LOSS OF FLOW AND RCP ROTOR SEIZURE SCENARIOS
机译:
流量和RCP转子紧缩情形下的THALE子管道代码行为评估
作者:
Kang Hoon Moon
;
Erdal Ozdemir
;
Seung Jong Oh
;
Yongdeog Kim
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
34.
COMPUTATIONAL ANALYSIS OF BUBBLE MICRO-LAYER IN SUB-COOLED BOILING
机译:
过冷沸腾中气泡微层的计算分析
作者:
Eyitayo James Owoeye
;
DuWayne Schubring
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Micro-layer;
Sub-cooled boiling;
Runge Kutta methods;
MATLAB;
35.
NUMERICAL SIMULATION ON MELTING AND SOLIDIFICATION BASED ON LAGRANGIAN APPROACH
机译:
基于拉格朗日方法的熔化和凝固过程的数值模拟
作者:
Jin-Biao Xiong
;
Hong-Yan Wang
;
Xu Cheng
;
Yan-Hua Yang
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Melting;
numerical simulation;
Lagrangian approach;
MPS method;
36.
A GENERALIZED CORRELATION FOR STEAM CONDENSATION RATES IN THE PRESENCE OF AIR-HELIUM MIXTURES
机译:
空气-氦混合物存在下蒸汽冷凝率的广义相关
作者:
A. Dehbi
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Film condensation;
Air-Helium gases;
Correlation;
Nuclear plant safety;
37.
ANALYTICAL MODELING OF A SCALED REACTOR CAVITY COOLING SYSTEM (RCCS) WITH AIR
机译:
带有空气的尺度反应器腔冷却系统(RCCS)的解析模型
作者:
Y. Aharon
;
M. Muci
;
C. Tompkins
;
M. Anderson
;
M. Corradini
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
RCCS;
natural circulation;
MHTGR;
riser;
38.
UNCERTAINTY QUANTIFICATION OF CALCULATED TEMPERATURES FOR ADVANCED GAS REACTOR FUEL IRRADIATION EXPERIMENTS
机译:
先进气体反应器燃料辐照实验的计算温度不确定度量化
作者:
Binh T. Pham
;
Grant L. Hawkes
;
Jeffrey J. Einerson
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Thermal analysis;
uncertainty;
sensitivity;
pairwise interaction;
and correlation;
39.
Experimental and numerical investigation of flow structure and heat transfer during high pressure condensation in a declined pipe at COSMEA facility
机译:
COSMEA设施下降管中高压冷凝过程中的流动结构和传热的实验和数值研究
作者:
Thomas Geissler
;
Rita Szijarto
;
Matthias Beyer
;
Uwe Hampel
;
H.-M. Prasser
;
S. Leyer
;
M. Walther
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
40.
EXPERIMENTAL INVESTIGATION AND FLOW VISUALIZATION OF STEAM CONDENSATION IN A SCALED IRWST-ADS SIMULATOR
机译:
比例IRWST-ADS仿真器中蒸汽凝结的实验研究和流动可视化
作者:
Suleiman Al Issa
;
Rafael Macian-Juan
;
Gonzalo Jimenez
;
Cesar Queral
;
Javier Montero-Mayorga
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
AP1000;
IRWST;
ADS;
SBLOCA;
Two-phase flows;
flow visualization;
41.
INVESTIGATION OF OPERATIONAL CHARACTERISTICS OF PASSIVE CONTAINMENT COOLING SYSTEM FOR AN ADVANCED PWR
机译:
先进压水堆无源冷却系统运行特性的研究
作者:
Zheng Huang
;
Huimin Zhang
;
Weimin Ma
;
Qiaoyan Chen
;
Xiaofeng Han
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Containment thermal-hydraulics;
Passive cooling system;
Natural circulation;
RELAP5;
MELCOR;
42.
CFD SIMULATION OF NATURAL CONVECTION COOLING AFTER A LOSS-OF-FLOW TRANSIENT
机译:
流过瞬变后自然对流冷却的CFD模拟
作者:
A. Kraus
;
R. Hu
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
natural convection;
loss of flow;
sodium-cooled fast reactor;
porous media;
computational fluid dynamics;
43.
Experimental and Theoretical Research on Liquid Entrainment in AP1000 ADS Blow-down Phase of SBLOCA
机译:
SBLOCA AP1000 ADS排污阶段液体夹带的实验和理论研究
作者:
S.Z. Qiu
;
D.C. Sun
;
W.X. Tian
;
Y. Xiang
;
G.H. Su
;
P. Zhang
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
AP1000;
ADS-4 entrainment;
Upper plenum entrainment;
ADETEL;
Model;
44.
EXPERIMENTAL AND NUMERICAL INVESTIGATION OF HEAT TRANSFER AND PRESSURE DROP IN STAGGERED ARRANGEMENT HELICALLY FINNED-TUBE BUNDLE
机译:
交错排列螺旋形管束中传热和压降的实验和数值研究
作者:
Jiangtao YU
;
Di Liu
;
Wenxi Tian
;
M Y Zheng
;
Yingwei Wu
;
G H SU
;
S Z Qiu
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Steam cross-flow low helically finned-tube bundle;
Experimental average heat transfer and friction factor correlations;
Three-dimensional finned-tube numerical simulation;
45.
Experimental Investigation of CCFL in Pressurizer Surge Line with Air-Water
机译:
空气增压水调压线CCFL的实验研究
作者:
ZW Wang
;
WX Tian
;
JT Yu
;
DL Zhang
;
G H Su
;
SZ Qiu
;
RH Chen
;
B Dong
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
CCFL;
surge line;
water level;
flooding;
46.
DESCRIPTION OF AN IMPROVED TURBOMACHINERY MODEL TO BE DEVELOPED IN THE CATHARE 3 CODE FOR ASTRID POWER CONVERSION SYSTEM APPLICATION
机译:
将在CATHARE 3代码中开发的改进型涡轮机械模型的描述,以用于复杂的功率转换系统
作者:
G. Mauger
;
F. Bentivoglio
;
N. Tauveron
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
ASTRID;
gas PCS;
CATHARE 3;
turbomachinery;
real gas;
47.
IMPROVEMENT OF RELAP5 MODELS FOR CONDENSATION OF STEAM AND STEAM-GAS MIXTURE IN HORIZONTAL AND INCLINED TUBES
机译:
水平和倾斜管道中蒸汽和蒸汽-气体混合物冷凝的RELAP5模型的改进
作者:
P. Kral
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Non-condensable gas;
thermal hydraulics;
condensation;
heat transfer;
computer code;
RELAP5;
WER;
48.
ON THE APPLICATION OF WALL BOILING MODELS TO PREDICTION OF SUBCOOLED FLOW BOILING USING EAGLE CODE
机译:
沸腾模型在基于EAGLE代码的过冷沸腾预测中的应用
作者:
N. H. Hoang
;
I. C. Chu
;
D. J. Euh
;
C. H. Song
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Subcooled flow boiling;
Near-wall teat transfer;
Wall boiling models;
DEBORA;
EAGLE code;
49.
FLUID-STRUCTURE INTERACTION (FSI) MODELING OF THIN PLATES
机译:
薄板的流固耦合(FSI)建模
作者:
C.J. Jesse
;
J.C. Kennedy
;
G.L. Solbrekken
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Fluid-Structure Interaction (FSI);
Finite Element Method (FEM);
Computational Fluid Dynamics (CFD);
Code-Coupling;
50.
METHODOLOGY USING MELCOR2.1/SNAP TO ESTABLISH AN SBO MODEL OF CHINSHAN BWR/4 NUCLEAR POWER PLANT
机译:
用MELCOR2.1 / SNAP建立金山BWR / 4核电站SBO模型的方法
作者:
Yu Chiang
;
Jong-Rong Wang
;
Hao-Tzu Lin
;
Shao-Wen Chen
;
Chunkuan Shin
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
MELCOR 2.1;
SNAP;
severe accident;
SBO;
spent fuel pool;
51.
SIMULATION OF ORIENTATION EFFECTS ON CRITICAL HEAT FLUX IN DOWNWARD-FACING CHANNEL FOR IVR
机译:
IVR向下通道中临界热通量的定向效应模拟
作者:
Shirvan K.
;
Azizian R.
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
CHF;
Severe Accident;
In-vessel Retention;
CFD;
Validation;
52.
EXPERIMENTS AND MODELING OF PARTICULATE DEBRIS SPREADING IN A POOL
机译:
池中颗粒物扩散的实验与建模
作者:
A. Konovalenko
;
S. Basso
;
P. Kudinov
;
S. E. Yakush
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Particulate spreading;
debris bed formation;
three-phase flow;
turbulence in the pool;
53.
NUMERICAL SIMULATION OF SUPERCRITICAL PRESSURE FLUIDS WITH VARIABLE TURBULENT PRANDTL NUMBER AND MODIFIED DAMPING FUNCTION (1/2)
机译:
湍流PRANDTL数和阻尼修正函数的超临界流体数值模拟(1/2)。
作者:
Y. Y. Bae
;
E. S. Kim
;
M. H. Kim
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Mixed convection;
supercritical pressure;
turbulent Prandtl number;
viscous sublayer;
54.
Heat Loss Simulation and Uncertainty Analysis in Fuel Bundle CHF and Other Large Scale Thermal-Hydraulic Experiments
机译:
燃料束CHF的热损失模拟和不确定性分析及其他大规模热工实验
作者:
Aiguo Liu
;
Bao-Wen Yang
;
Sipeng Wang
;
Yudong Zha
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Temperature difference;
heat loss;
heat transfer tests;
RELAP 5;
55.
A STRONGLY COUPLED REACTOR CORE ISOLATION COOLING SYSTEM MODEL FOR EXTENDED STATION BLACK-OUT ANALYSES
机译:
扩展站停电分析的强耦合反应堆堆芯冷却系统模型
作者:
Haihua Zhao
;
Ling Zou
;
Hongbin Zhang
;
Richard Martineau
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
SBO;
RCIC;
RELAP-7;
Strongly Coupled;
56.
DEVELOPMENT OF A MULTIPLE LIQUID COMPONENT CAPABILITY IN GOTHIC TO BETTER SUPPORT BORIC ACID, RADIOLOGICAL, AND GSI-191 ANALYSES
机译:
开发多种液体组分能力以更好地支持硼酸,放射学和GSI-191分析
作者:
J.W. Lane
;
T.L. George
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
GOTHIC;
GSI-191;
Boron Transport Mixing;
Dissolved Gas;
57.
DEVELOPMENT, VALIDATION AND ASSESSMENT OF THE TRACE THERMAL-HYDRAULICS SYSTEMS CODE
机译:
痕量热液系统代码的开发,验证和评估
作者:
Bajorek S.M.
;
Bernard M.
;
Gingrich C.
;
Hoxie C.L.
;
Ireland A.
;
Kelly J.
;
Mahaffy J.
;
Murray C.
;
Spore J.
;
Staudenmeier J.
;
Thurgood M
;
Tien K
;
Whitman J.
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Code assessment;
TRACE;
Thermal-hydraulics;
58.
DEVELOPMENT OF A COUPLED CODE SYSTEM BASED ON SPACE SAFETY ANALYSIS CODE AND RAST-K THREE-DIMENSIONAL NEUTRONICS CODE
机译:
基于空间安全分析码和RAST-K三维中子码的耦合码系统的开发
作者:
Seyun Kim
;
Eunki Lee
;
Yo-Han Kim
;
Dong-Hyuk Lee
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
System code;
coupling of neutronics code;
SPACE;
RAST-K;
MSLB;
59.
RECENT IMPROVEMENTS IN THE SPACE CODE
机译:
空间代码中的最新改进
作者:
Kyung Doo Kim
;
S. W. Lee
;
S. W. Bae
;
B. J. Kim
;
J. S. Heo
;
J. H. Lee
;
B.U. Bae
;
B. D. Chung
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
two-phase three-field model;
multi-dimensional;
interfacial area transport;
uncertainty quantification;
60.
WALL SUPERHEAT PREDICTION IN NARROW RECTANGULAR CHANNELS UNDER FULLY DEVELOPED BOILING OF WATER AT LOW PRESSURES
机译:
低压全开水条件下窄矩形通道内壁过热的预测
作者:
A. Ghione
;
B. Noel
;
P. Vinai
;
C. Demaziere
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Narrow rectangular channel;
Wall superheat;
Fully Developed Boiling;
SULTAN-JHR;
Research reactor;
61.
NUMERICAL ANALYSIS OF INFLUENCE OF BRANCH FLOW ON THERMAL MIXING IN A T-JUNCTION PIPING SYSTEM
机译:
T型管系统中分支流动对热混合影响的数值分析
作者:
P. Karthick Selvam
;
Rudi Kulenovic
;
Eckart Laurien
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
T-Junction piping;
Branch velocity;
Temperature fluctuations;
Frequency spectrum;
62.
A STRUCTURE-BASED APPROACH FOR TOPOLOGICAL RESOLUTION OF COHERENT TURBULENCE: OVERVIEW AND DEMONSTRATION
机译:
相干湍流的基于结构的拓扑解决方法:概述和演示
作者:
Giancarlo Lenci
;
Emilio Baglietto
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Turbulence modeling;
Hybrid URANS/LES;
STRUCT;
NLEVM;
Coherent structures;
63.
CFD ANALYSIS OF TURBULENT MIXED CONVECTION UPWARD FLOW OF SUPERCRITICAL WATER IN A VERTICAL TUBE
机译:
垂直管内湍流混合对流向上流动的CFD分析
作者:
Vladimir Agranat
;
Michael Matin
;
Rand Abdullah
;
Igor Pioro
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
CFD;
Supercritical Water;
Heat Transfer;
Vertical Tube;
Upward Flow;
PHOENICS;
64.
Developments and Applications of TRACE/CFD Model of Maanshan PWR Pressure Vessel
机译:
马鞍山压水堆压力容器TRACE / CFD模型的开发与应用
作者:
Yu-Ting Ku
;
Yung-Shin Tseng
;
Jung-Hua Yang
;
Shao-Wen Chen
;
Jong-Rong Wang
;
Chunkuan Shin
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
CFD;
PWR;
FLUENT;
TRACE;
MSLB;
65.
HEAT and DUST TRANSPORT IN A PEBBLE BED HTR
机译:
卵石床HTR中的热尘运输
作者:
Jayaraju S.T.
;
Shams A.
;
Roelofs F.
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Heat transport;
dust transport;
pebble bed;
HTR;
LES;
RANS;
66.
EFFECT OF END PLATE ON THE FLOW CROSSING A YAWED CIRCULAR CYLINDER
机译:
端板对横过偏航圆圆柱体的流动的影响
作者:
Hui Liang
;
Sheng-Yao Jiang
;
Ri-Qiang Duan
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Inclined circular cylinder;
LES;
Karman Vortex Street;
axial flow;
vortex-induced vibration;
67.
ROLE OF RADIATION HEAT TRANSFER IN COOLING OF A SCALED MODEL OF A PRISMATIC GRAPHITE CORE IN A VHTR
机译:
辐射传热在VHTR中石墨基核尺度模型冷却中的作用
作者:
Francisco I. Valentin
;
Masahiro Kawaji
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
VHTR;
Radiation Heat Transfer;
By-pass flow;
68.
PROGRESS OF THRMAL HYDRAULIC EVALUATION METHODS AND EXPERIMENTAL STUDIES ON A SODIUM-COOLED FAST REACTOR AND ITS SAFETY
机译:
钠冷快堆及其安全性的热力学评价方法及实验研究进展
作者:
H. Kamide
;
H. Ohshima
;
T. Sakai
;
M. Tanaka
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Sodium-cooled fast reactor;
safety design criteria;
fuel assembly;
natural circulation decay heat removal;
thermal striping;
CDA;
experiment;
numerical simulation;
VV;
69.
Experimental study of boiling initiation on a smooth heating surface
机译:
光滑受热面上沸腾引发的实验研究
作者:
HangJin Jo
;
Moriyama Kiyofumi
;
Hyun Sun Park
;
Moo Hwan Kim
;
Hyunwoo Noh
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Bubble nucleation;
smooth surface;
vapor-trap;
potential gradient;
70.
DIRECT CONDENSATION AND ENTRAINMENT STEAM EXPERIMENTS AT THE TOPFLOW-DENISE FACILITY
机译:
顶流-密闭装置的直接冷凝和引气蒸汽实验
作者:
T. Seidel
;
M. Beyer
;
D. Lucas
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
direct condensation;
experiment;
SB-LOCA;
thermal shock;
PTS;
stratified;
jet;
plunging;
entrainment;
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