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International conference on nuclear engineering
International conference on nuclear engineering
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1.
VALIDATION OF ATHLET CODE BY LOCA-INDUCED PRESSURE WAVE PROPAGATION TESTS
机译:
通过LOCA诱导的压力波传播测试验证运动员代码
作者:
Istvan Trosztel
;
Ivan Toth
;
Gyoergy Ezsoel
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
2.
A PREDICTION OF THE LEAKAGE THROUGH CRACKS FOR LEAK BEFORE BREAK
机译:
预测破裂前通过裂纹的泄漏
作者:
Jing Zhang
;
Yingwei Wu
;
Lei Ding
;
Hongwei Qiao
;
Pengzhou Li
;
Guanghui Su
;
Suizheng Qiu
;
Wenxi Tian
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
3.
Investigation on Modeling Thermal-hydraulic System of CPR1000 NPP Based on RELAP5
机译:
基于RELAP5的CPR1000核电厂热力液压系统建模研究。
作者:
Cong Wang
;
Danmei Xie
;
Peng Zhang
;
Xinggang Yu
;
Xiuqun Hou
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
4.
TRANSIENT VALIDATION OF AREVA'S NEW ARCADIA™ CODE SYSTEM
机译:
阿海珐新型ARCADIA™代码系统的暂态验证
作者:
Sebastian Kuch
;
Mario Leberig
;
Richard Brock
;
Florian Reiterer
;
Michael Riedmann
;
Kenneth Rooks
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
5.
EFFECT OF THERMAL STRATIFICATION ON FULL-CONE SPRAY PERFORMANCE IN REACTOR CONTAINMENT FOR A SCALED SCENARIO
机译:
分层场景中热分层对反应堆容器中全锥喷雾性能的影响
作者:
Sidharth Paranjape
;
Guillaume Mignot
;
Domenico Paladino
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
6.
SIMULATION OF NATURAL CONVECTION EXPERIMENT PERFORMED IN MISTRA CONTAINMENT EXPERIMENTAL FACILITY
机译:
差错防护实验设施中自然对流实验的模拟
作者:
Martin Debevc
;
Ivo Kljenak
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
7.
A SIMPLE ONE-DIMENSIONAL MODEL OF A PASSIVE HYDROGEN RECOMBINER
机译:
被动式氢重组器的简单一维模型
作者:
Antoni Rozen
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
8.
MAAP5 SIMULATION OF THE PWR SEVERE ACCIDENT INDUCED BY PRESSURIZER SAFETY VALVE STUCK-OPEN ACCIDENT
机译:
压力安全阀卡塞打开事故引起的压水堆严重事故的MAAP5模拟
作者:
Longze Li
;
Yapei Zhang
;
Wenxi Tian
;
Guanghui Su
;
Suizheng Qiu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
9.
DEVELOPMENT OF SUPERCRITICAL WATER HEAT-TRANSFER CORRELATION FOR VERTICALLY-UPWARD INTERNALLY-RIBBED TUBES
机译:
竖向内肋管的超临界水传热相关性的研究
作者:
Weiqiang Zhang
;
Huixiong Li
;
Qing Zhang
;
Yifan Zhang
;
Tai Wang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
10.
AREVA'S TEST FACILITY KATHY: ROBUST CRITICAL HEAT FLUX MEASUREMENTS, A PREREQUISITE FOR RELIABLE CHF PREDICTION
机译:
AREVA的测试设施KATHY:可靠的关键热通量测量,这是可靠地预测CHF的前提
作者:
O. Wieckhorst
;
J. Kronenberg
;
H. Gabriel
;
S. Opel
;
D. Kreuter
;
T. Berger
;
R. Harne
;
K. Greene
;
F. Filhol
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
11.
HLM FUEL PIN BUNDLE CHARACTERIZATION IN CIRCE POOL FACILITY
机译:
循环池设备中的HLM燃料销束特征
作者:
M. Tarantino
;
D. Martelli
;
I. Di Piazza
;
N. Forgione
;
P. Agostini
;
G. Coccoluto
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
12.
EXPERIMENTAL STUDY OF MODERATOR CIRCULATION IN CANDU6 CALANDRIA TANK
机译:
坎杜6卡兰德里亚坦克的驾驶员循环实验研究
作者:
Hyoung Tae Kim
;
Han Seo
;
Sunghyuk Im
;
Bo Wook Rhee
;
Jae Eun Cha
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
13.
SIMULATION OF GAS STRATIFICATION BUILD-UP IN THE CONTAINMENT UNDER SEVERE ACCIDENT CONDITIONS
机译:
严峻事故条件下气层分层建立的模拟
作者:
Michele Andreani
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
14.
HEAT TRANSFER CHARACTERISTICS OF SUBCOOLED FLOWING BOILING IN CIRCULAR TUBES WITH WITHOUT SWIRL TAPES UNDER HIGH HEAT FLUXES
机译:
高热通量下带或不带旋流丝的圆管内过冷沸腾沸腾的传热特性
作者:
Jianguo Yan
;
Qincheng Bi
;
Ge Zhu
;
Haicai Lv
;
Yajun Guo
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
关键词:
High heat flux;
heat transfer;
DNB;
boiling noise;
circular tube;
swirl tape;
ITER;
15.
FLOW CHARACTERISTICS IN AN OPEN TWO-PHASE NATURAL CIRCULATION LOOP
机译:
两相开放自然循环中的流动特性
作者:
HOU Xiaofan
;
Zhongning SUN
;
FAN Guangming
;
Jiguo TANG
;
Jiqiang SU
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
关键词:
TPNC;
flow characteristics;
boiling;
flashing;
static flow excursion;
16.
AUTOMATED, HIGHLY ACCURATE VERIFICATION OF RELAP5-3D
机译:
RELAP5-3D的自动,高度准确的验证
作者:
George L. Mesina
;
David L. Aumiller
;
Francis X. Buschman
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
17.
COLD WATER INJECTION AND ROD EJECTION ANALYSIS OF ANNULAR FUELED PWRS BY A HYBRID LUMPED PARAMETER MODEL
机译:
混合集中参数模型对环形压水堆的冷水注射和杆排出分析。
作者:
Juliana P. Duarte
;
Jose de Jesus Rivero
;
Antonio Carlos M. Alvim
;
Jose Roberto C. Piqueira
;
Paulo F. F. Frutuoso e Melo
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
18.
FUEL DISPERSION AND FLOW BLOCKAGE ANALYSES FOR THE MYRRHA-FASTEF REACTOR BY SIMMER CODE
机译:
基于SIMMER CODE的桃金娘浆反应器的燃料弥散和流动阻塞分析
作者:
Giacomino Bandini
;
Marica Eboli
;
Nicola Forgione
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
19.
INTEGRAL EFFECT TEST FOR PERFORMANCE EVALUATION OF THE PAFS (PASSIVE AUXILIARY FEEDWATER SYSTEM) DURING A SBO (STATION BLACKOUT) TRANSIENT
机译:
SBO(停电)瞬态期间PAFS(无源辅助给水系统)性能评估的整体效果测试
作者:
Byoung-Uhn Bae
;
Seok Kim
;
Yu-Sun Park
;
Yun-Je Cho
;
Kyoung-Ho Kang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
20.
THE LOAD REJECTION TRANSIENT ANALYSIS OF CHINSHAN NPP (BWR/4) USING TRACE/PARCS
机译:
基于TRACE / PARCS的金山核电站(BWR / 4)甩负荷瞬态分析。
作者:
Jhih-Jhong Huang
;
Hsiung-Chih Chen
;
Jong-Rong Wang
;
Lih-Yih Liao
;
Chunkuan Shih
;
Hao-Tzu Lin
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
21.
NODALIZATION OF NEK IN APROS AND STEADY STATE SIMULATION
机译:
Apros中NEK的名词化和稳态模拟
作者:
Tadeja Polach
;
Klemen Debelak
;
Ivica Basic
;
Luka Strubelj
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
22.
WATER CHEMISTRY SENSITIVITY ON FIBROUS DEBRIS BYPASS THROUGH A CONTAINMENT SUMP STRAINER
机译:
通过容器加滤器对纤维状碎屑旁通的水化学敏感性
作者:
Saya Lee
;
Yassin A. Hassan
;
Rodolfo Vaghetto
;
Suhaeb Abdulsattar
;
Matthew Kappes
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
23.
RECOGNITION STATISTIC AND ANALYSIS OF BUBBLES IN FLOW BOILING
机译:
沸腾气泡的识别统计与分析
作者:
Zhongyi Wang
;
Pu-zhen Gao
;
Dali Yu
;
Zheng Yang
;
Hanying Chen
;
Chong Zou
;
Chong Chen
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
关键词:
Bubble recognition;
bubble behavior;
image recognition;
image processing;
24.
TWO-PHASE FLOW INDUCED FORCE FLUCTUATIONS ON PIPE BEND
机译:
弯管两相流引起的力波动
作者:
Shuichiro Miwa
;
Yang Liu
;
Takashi Hibiki
;
Mamoru Ishii
;
Yoshiyuki Kondo
;
Hideyuki Morita
;
Koichi Tanimoto
会议名称:
《》
|
2014年
25.
EFFECT OF INTERFACIAL PRESSURE TERM ON NUMERICAL STABILITY OF A TWO-FLUID MODEL
机译:
界面压力项对两相流模型数值稳定性的影响
作者:
Tomio Okawa
;
Yoshiro Kudo
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
26.
A LOWER BOUND FOR THE DRYOUT QUALITY IN ANNULAR FLOW
机译:
环形流干燥质量的下限
作者:
J.P.Manning
;
S.P.Walker
;
G.F.Hewitt
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
27.
SUB-CHANNEL ANALYSIS OF PB-BI-COOLED REACTOR WITH MODIFIED COBRA-EN
机译:
改性COBRA-EN的PB-BI-COOL反应器的子通道分析
作者:
Yonghong Tian
;
Wenxi Tian
;
Zhaoming Meng
;
Yingwei Wu
;
Guanghui Su
;
Suizheng Qiu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
28.
A MODEL FOR PREDICTION OF MAXIMUM POST-DRYOUT TEMPERATURE IN DECAY-HEATED DEBRIS BED
机译:
衰变热碎石床中最大干燥后温度的预测模型
作者:
Sergey E. Yakush
;
Pavel Kudinov
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
29.
STUDY OF REFRACTORY MATERIAL INSTALLATION IN THE REACTOR CAVITY
机译:
反应腔中的耐火材料安装研究
作者:
Young Tae Moon
;
In Chul Ryu
;
Quan Zhou
;
Paul McMinn
;
Chan Y. Paik
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
30.
SUBCOOLED FLOW BOILING HEAT TRANSFER IN VOLUMETRICALLY HEATED PACKED BED
机译:
体积加热床中的过冷流沸腾换热
作者:
Xu Guangzhan
;
Zhongning Sun
;
Xianke Meng
;
Xiaoning Zhang
;
Jiqiang Su
;
Yanmin Zhou
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
关键词:
Volumetrically heated;
Packed bed;
Subcooled Flow Boiling;
Heat Transfer;
31.
ASSESSMENT STUDY OF RELAP5/SCDAP CAPABILITY TO REPRODUCE LIQUID METAL FLUID THERMAL HYDRAULIC BEHAVIOUR
机译:
RELAP5 / SCDAP还原液态金属流体热液行为的能力的评估研究
作者:
F. Fiori
;
Zhiwei Zhou
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
32.
INVESTIGATION OF CRITICAL HEAT FLUX IN SINGLE FUEL PIN WITH AND WITHOUT WIRE SPACER
机译:
带有和不带有导线间隔的单燃料销临界热通量的研究
作者:
Tri Dan LE
;
Noriaki INABA
;
Minoru TAKAHASHI
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
关键词:
Critical heat flux;
single pin;
single-phase flow;
two-phase flow;
wire spacer;
33.
THERMAL HYDRAULIC FACILITY FOR FULL LENGTH BUNDLE CHF EXPERIMENT
机译:
完整捆CHF实验的液压系统
作者:
Shengjie Qin
;
Xuemei Lang
;
Wenbin Zhuo
;
Pengzhou Li
;
Ye Liu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
34.
STUDY ON DNB-TYPE CRITICAL HEAT FLUX WITH CHOPPER-COSINE AXIAL HEAT FLUX DISTRIBUTIONS
机译:
铜-余弦轴向热流分布的DNB型临界热流研究
作者:
Dawei Zhao
;
Wanyu Xiong
;
Wenxing Liu
;
Jianjun Xu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
35.
CHARACTERISTICS OF PRESSURE BUILDUP FROM LOCAL FUEL-COOLANT INTERACTIONS IN A SIMULATED MOLTEN FUEL POOL
机译:
模拟的熔融燃料池中局部燃料与冷却剂相互作用建立压力的特征
作者:
Songbai CHENG
;
Ken-ichi MATSUBA
;
Mikio ISOZAKI
;
Kenji KAMIYAMA
;
Tohru SUZUKI
;
Yoshiharu TOBITA
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
36.
STUDY ON FLOW AND HEAT TRANSFER CHARACTERISTICS OF DIFFERENT STATES OF WATER UNDER NATURAL CIRCULATION
机译:
自然循环条件下不同状态水的流动与传热特性研究
作者:
Zhongyun JU
;
Tao Zhou
;
Jingjing LI
;
Zejun XIAO
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
37.
Accident Analysis of Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant Unit 2 by the SAMPSON Severe Accident Code
机译:
根据SAMPSON严重事故代码对福岛第一核电站2号机组进行事故分析
作者:
Atsuo Takahashi
;
Marco Pellegrini
;
Hideo Mizouchi
;
Hiroaki Suzuki
;
Masanori Naitoh
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
38.
ANALYSES OF THE START-UP AND SHUT-DOWN OF SCWR FUEL QUALIFICATION TEST LOOP
机译:
SCWR燃料鉴定试验环的启动和关闭分析
作者:
Ales Vojacek
;
Guido Mazzini
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
39.
AN ANALYSIS OF A THREE-REGION CONDUCTION CONTROLLED REWETTING OF HOT SURFACE BY VARIATIONAL METHOD
机译:
变方法对热表面的三区电导重排分析
作者:
Manish K Agrawal
;
Krati Garg
;
Aditya Singh
;
Santosh K Sahu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
40.
A CFD ANALYSIS FOR THE ADVANCED ACCUMULATOR
机译:
先进蓄能器的CFD分析
作者:
Donghua Lu
;
Kuo Wang
;
Qianhua Su
;
Jun Xing
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
41.
EXPERIMENTAL STUDIES ON CRITICAL HEAT FLUX IN TIGHT LATTICE ROD BUNDLES
机译:
紧格杆束中临界热流的实验研究。
作者:
Xuemei Lang
;
Houjun Gong
;
Lei Zhou
;
Feng Xie
;
Ye Liu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
42.
A STUDY ON PERFORMANCE CHARACTERISTICS FOR CLOSED BRAYTON CYCLE IN INVENTORY REGULATION
机译:
库存规则中封闭布雷顿循环的性能特征研究
作者:
Huijing Jiang
;
Xiaoyong Yang
;
Ming Ding
;
Jie Wang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
43.
STUDY ON THE FLOW CHARACTERISTICS FOR AN OPEN NATURAL CIRCULATION SYSTEM
机译:
开放自然循环系统的流动特性研究
作者:
Xueqing Guo
;
Zhongning Sun
;
Jianjun Wang
;
Jiqiang Su
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
关键词:
Passive containment cooling system;
Open natural circulation;
flashing;
44.
DELAYED EQUILIBRIUM MODEL (DEM) OF FLASHING CHOKED FLOWS RELEVANT TO LOCA AND IMPLEMENTATION IN SYSTEM CODES
机译:
与LOCA相关的闪烁阻塞流的延迟均衡模型(DEM)和系统代码的实现
作者:
Yann Bartosiewicz
;
Jean-Marie Seynhaeve
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
45.
EFFECT OF PHYSICAL PROPERTIES ON GAS ENTRAINMENT RATE FROM FREE SURFACE BY VORTEX (2ND REPORT)
机译:
物理性质对自由表面涡流引气率的影响(第二份报告)
作者:
Yasuo Koizumi
;
Naosuke Ohte
;
Hideki Kamide
;
Shuji Ohno
;
Kei Ito
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
46.
Experimental Research on Steam Condensation on Cold Surface: facility design
机译:
冷表面蒸汽冷凝的实验研究:设施设计
作者:
Li-Yong HAN
;
Lin Yang
;
Shan Zhou
;
Shen Wang
;
Chun-Lai Tian
;
Wei Zhao
;
Jia-Peng Wang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
关键词:
PCCS;
Steam Condensation;
facility design;
47.
APPLICATION OF A CFD-BASED FORCED CROSS FLOW MODEL TO A SUB-CHANNEL ANALYSIS TOOL
机译:
基于CFD的强制横流模型在子通道分析工具中的应用
作者:
Markus Zimmermann
;
Xu Cheng
;
Ivan Otic
;
Norbert Alleborn
;
Galina Sieber
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
48.
DEVELOPMENT OF NUMERICAL SIMULATION METHOD FOR RELOCATION BEHAVIOR OF MOLTEN MATERIALS IN NUCLEAR REACTORS: ANALYSIS OF RELOCATION BEHAVIOR FOR MOLTEN MATERIALS WITH A SIMULATED DECAY HEAT MODEL
机译:
核反应堆中熔融材料的分解行为数值模拟方法的发展:模拟衰变热模型分析熔融材料的分解行为
作者:
Susumu Yamashita
;
Kazuyuki Takase
;
Hiroyuki Yoshida
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
49.
MODELING AND APPLICATION OF TRACE IN THE KUOSHENG BWR/6 NPP DRY-STORAGE SYSTEM
机译:
KUOSHENG BWR / 6 NPP干馏系统中痕量的建模和应用
作者:
Yu Chiang
;
Hao-Tzu Lin
;
Jong-Rong Wang
;
Shao-Wen Chen
;
Yung-Shin Tseng
;
Chunkuan Shih
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
50.
EXPERIMENTAL STUDY ON SODIUM FIRE COMBUSTION IN A COLUMNAR FLOW
机译:
柱状流中钠火燃烧的实验研究
作者:
Ming Guo
;
Zhi-Gang Zhang
;
Ye-Xin Tang
;
Shu-Bin Sun
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
51.
FUNDAMENTAL STUDY ON APPLICATION OF ULTRASONIC VELOCIMETRY TO MOLTEN GLASS
机译:
超声波测速技术在熔融玻璃中的基础研究
作者:
Tomonori Ihara
;
Nobuyoshi Tsuzuki
;
Hiroshige Kikura
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2014年
52.
HEAT TRANSFER AND FLUID FLOW CHARACTERISTICS OF ONE SIDE HEATED VERTICAL RECTANGULAR CHANNEL INSERTING COPPER WIRE
机译:
单侧加热矩形矩形插入铜线的传热和流体流动特性
作者:
Tetsuaki Takeda
;
Shumpei Funatani
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
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2014年
53.
AN EXPERIMENTAL STUDY ON THE CRITICAL HEAT FLUX FOR LOW FLOW OF WATER IN BILATERALLY HEATED VERTICAL ANNULI UNDER LOW PRESSURE CONDITIONS
机译:
低压条件下双侧加热垂直环形水低流量临界热通量的实验研究
作者:
Lei Zhou
;
Guangxu Liu
;
Yuanfeng Zan
;
Xiao Yan
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
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2014年
54.
ESTIMATION OF LOSS COEFFICIENT FOR T-JUNCTION BY AN ENTROPY PRODUCTION APPROACH
机译:
熵产生法估算T型结的损耗系数
作者:
Y. Ji
;
H.-C. Zhang
;
Yi.-N. Zhang
;
Y.Li
;
L.-M. Yan
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
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2014年
55.
EXPERIMENTAL MEASUREMENTS AND CFD EVALUATION OF THE ONSET FLOW BOILING AT LOW PRESSURE AND HIGH SUBCOOLING FLOW OF R-11 WITHIN VERTICAL ANNULUS
机译:
垂直环形通道内R-11低压高子流初沸腾流动的实验测量和CFD评估
作者:
Y.BOUAICHAOUI
;
R.KIBBOUA
;
M. Matkovic
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
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2014年
56.
LOSS-OF-FLOW-ACCIDENTS (LOFA) STUDY FOR 100 MW IPWR
机译:
100 MW IPWR的流失事故(LOFA)研究
作者:
Shasha Yin
;
Liang Gao
;
Wenxi Tian
;
Yapei Zhang
;
Suizheng Qiu
;
Guanghui Su
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
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2014年
57.
ADVANCEMENT OF REACTOR COOLANT PUMP (RCP) PERFORMANCE VERIFICATION TEST IN KAERI
机译:
KAERI反应器冷却泵(RCP)性能验证试验的进展
作者:
Yun-Je Cho
;
Yeon-Sik Kim
;
Seok Cho
;
Seok Kim
;
Byoung-Unh Bae
;
Heung-June Chung
;
Young-Jung Youn
;
Jong-Kuk Park
;
Hae-Seob Choi
;
Woo-Jin Jeon
;
Bok-Deuk Kim
;
Tae-Soon Kwon
;
Chul-Hwa Song
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
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2014年
58.
HEAT TRANSFER IN GAS-LIQUID FLOW IN A TRIANGULAR ARRANGED ROD BUNDLE
机译:
三角形排列杆束中气液流动的传热
作者:
O.N. Kashinsky
;
P.D. Lobanov
;
A.S. Kurdyumov
;
N.A. Pribaturin
;
S.E. Volkov
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
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2014年
59.
ANALYSIS OF HEAT TRANSFER AND FLOW CHARACTERISTICS OF AP1000 PASSIVE RESIDUAL HEAT REMOVAL HEAT EXCHANGER
机译:
AP1000被动余热除热换热器的传热及流动特性分析
作者:
Xu Xie
;
Changhua Nie
;
Li Zhan
;
Hua Zheng
;
Pengzhou Li
;
Wenxi Tian
;
Pei Yu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
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2014年
60.
SENSITIVITY ANALYSIS OF THE RESPONSE OF PWR CONTAINMENT DURING A LOSS OF COOLANT ACCIDENT USING RELAP5-3D AND MELCOR
机译:
RELAP5-3D和MELCOR对冷却液意外事故造成压水堆控制反应的敏感性分析
作者:
Rodolfo Vaghetto
;
Andrew Franklin
;
Alessandro Vanni
;
Yassin A. Hassan
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
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2014年
61.
PRESSURE LOSS COEFFICIENT OF SPACER GRID FOR A TIGHT-LATTICE ROD BUNDLE
机译:
紧格子杆束的间距网格的压力损失系数
作者:
Wang-Kee In
;
Chang-Hwan Shin
;
Young-Kyun Kwack
;
Chi-Young Lee
;
Dong-Seok Oh
;
Tae-Hyun Chun
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
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2014年
62.
SENSITIVITY STUDY ON TURBULENCE MODELS FOR THE PREDICTION OF THE REACTOR INTERNAL FLOW
机译:
湍流模型对反应器内部流动预测的敏感性研究
作者:
Gong Hee Lee
;
Young Seok Bang
;
Sweng Woong Woo
;
Ae Ju Cheong
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
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2014年
63.
Supporting Qualified Database for VV and Uncertainty Evaluation of Best-Estimate System Codes
机译:
支持V&V的合格数据库和最佳估计系统代码的不确定性评估
作者:
A. Petruzzi
;
F. DAuria
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
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2014年
64.
Uncertainties in Predictions by System Thermal-Hydraulic Codes: The CASUALIDAD Method
机译:
系统热工代码预测的不确定性:CASUALIDAD方法
作者:
A. Petruzzi
;
F. DAuria
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
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2014年
65.
SCALING APPLICATION OF A HOT LEG SBLOCA SCENARIO TO A NUCLEAR POWER PLANT
机译:
热腿斯科洛卡情景在核电站中的标度应用
作者:
Andrea Querol
;
Sergio Gallardo
;
Gumersindo Verdu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
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2014年
66.
ANALYSIS OF MELT PROGRESSION AND DEBRIS COOLING AT THE FUKUSHIMA DAIICHI UNIT 3 BY THE SAMPSON CODE
机译:
用Sampson规则分析Fukushima Daiichi 3号机组的熔体前进和碎屑冷却
作者:
Marco Pellegrini
;
Hideo Mizouchi
;
Hiroaki Suzuki
;
Masanori Naitoh
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
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2014年
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