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VALIDATION OF COOLANT THERMAL RESPONSE IN A TRANSIENT FINITE DIFFERENCE THERMAL TRANSPORT MODEL WITH APPLICATIONS TO FAST SPECTRUM REACTORS

机译：应用到快速谱反应器的瞬态有限差分热传输模型中冷却剂热响应的验证

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Sydney A. Holdampf; Andrew G. Osborne; Mark R. Deinert;
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年度 2021
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1. VALIDATION OF COOLANT THERMAL RESPONSE IN A TRANSIENT FINITE DIFFERENCE THERMAL TRANSPORT MODEL WITH APPLICATIONS TO FAST SPECTRUM REACTORS [J] . Sydney A. Holdampf, Andrew G. Osborne, Mark R. Deinert EPJ Web of Conferences . 2021,第a期

机译：应用到快速谱反应器的瞬态有限差分热传输模型中冷却剂热响应的验证
2. Thermo-Mechanical Response of Thru-Silicon Vias Under Local Thermal Transients Using Experimentally Validated Finite Element Models [J] . Jamil A. Wakil, Patrick W. Dehaven, Nancy R. Klymko, Journal of Electronic Packaging . 2011,第3期

机译：硅热通孔在局部热瞬态下的热力学响应，采用实验验证的有限元模型
3. Control Volume Finite Difference Analysis Of Thermal Stresses Induced In GHARR-1 Reactor Vessel By Coolant Heating [J] . M. Annor-Nyarko, A.A Gyeabour, T.A. Annafi, International Journal of Scientific & Technology Research . 2014,第8期

机译：冷却液加热对GHARR-1反应堆容器产生的热应力的控制体积有限差分分析
4. Adding heat pipes and coolant loop models to finite element and/or finite difference thermal/structural models [C] . B. Cullimore, D. A. Johnson International Conference on Environmental Systems . 2004

机译：将热管和冷却液换档模型添加到有限元和/或有限差异热/结构模型中
5. Scaling approach and thermal-hydraulic analysis in the reactor cavity cooling system of a high temperature gas -cooled reactor and thermal-jet mixing in a sodium fast reactor. [D] . Omotowa, Olumuyiwa A. 2014

机译：高温气冷反应堆的反应堆腔冷却系统中的结垢方法和热工水力分析，以及钠快速反应堆中的热喷射混合。
6. Thermal Modeling of Tool Temperature Distribution during High Pressure Coolant Assisted Turning of Inconel 718 [O] . Doriana M. D’Addona, Sunil J. Raykar 2019

机译：Inconel 718高压冷却剂辅助车削过程中刀具温度分布的热模型
7. Adding Heat Pipes and Coolant Loop Models to Finite Element and/or Finite difference Thermal/Structural Models [O] . B. Cullimore, D. A. Johnson, Prior State-of-the-art 2015

机译：将热管和冷却剂回路模型添加到有限元和/或有限差热/结构模型中
8. COBRA/TRAC - A Thermal-Hydraulics Code for Transient Analysis of Nuclear Reactor Vessels and Primary Coolant Systems. Volume 1. Equations and Constitutive Models. [R] . Thurgood, M. J., Kelly, J. M., Guidotti, T. E., 1983

机译：COBRa / TRaC - 用于核反应堆容器和初级冷却剂系统瞬态分析的热工水力规范。第1卷。方程和本构模型。

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