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International conference on nuclear engineering
International conference on nuclear engineering
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1.
MESSAGE FROM THE CONFERENCE CHAIRS
机译:
会议主席致辞
作者:
Guoqiang Wang
;
Nobuyuki Ueda
;
Zengguang Lei
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
2.
FILTRATION TECHNOLOGY RESEARCH OF GRAPHITE DUST PRODUCED IN SPENT FUEL TRANSPORTATION PROCESS IN HTR-PM
机译:
HTR-PM燃料油输送过程中产生的石墨粉尘过滤技术研究
作者:
Jinhua WANG
;
Bing WANG
;
Bin WU
;
Yue LI
;
Haitao WANG
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
3.
ANALYTICAL STUDY ON FRAGILITY EVALUATION WITH UNCERTAINTY AGAINST FAULT DISPLACEMENT FOR NUCLEAR POWER PLANT BUILDINGS
机译:
核电站建筑物故障位移不确定性评估的分析研究
作者:
Kenshiro Ishiki
;
Minoru Kanechika
;
Hirokazu Tsuji
;
Yoshinori Mihara
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
4.
A RECOMMENDED METHOD FOR SC WALL DESIGN-EVALUATION REGARDING THE ELASTO-PLASTIC BEHAVIOR UNDER BEYOND DESIGN BASIS SEISMIC LOADING
机译:
超越设计基础地震荷载作用下弹塑性特性的SC墙设计评估的推荐方法
作者:
Ziduan Shang
;
Yugang Sun
;
Xiao Huang
;
Meng Chu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
关键词:
SC-Wall;
Composite Action;
Shear Stud;
Design Basis;
Beyond Design Basis (BDB);
Elasto-Plastic;
5.
THE INFLUENCE OF THERMAL DEFORMATION ON THE DYNAMIC CHARACTERISTICS OF AMB ROTOR OF HTR-PM HELIUM BLOWER
机译:
热变形对HTR-PM氦气鼓风机AMB转子动力特性的影响
作者:
Guowei Du
;
Hong Wang
;
Jinpeng Yu
;
Lei Zhao
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
关键词:
Dynamic characteristic;
HTR-PM;
AMB gap;
Thermal deformation;
6.
A STRUCTURAL INTEGRITY ASSESSMENT OF A NUCLEAR BOILER SUPERHEATER BIFURCATION AT HIGH TEMPERATURE
机译:
高温下核锅炉过热器分叉的结构完整性评估
作者:
Brahim Nadri
;
Robert X Wang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
7.
EXPERIMENTAL STUDY OF MOTION-RESISTANCE FORCE OF HYDRAULIC CYLINDER OF CRHDM
机译:
CRHDM液压缸运动阻力的实验研究
作者:
Qianfeng Liu
;
Huang Zhang
;
Yuzheng Li
;
Bo Hanliang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
关键词:
control rod hydraulic drive system;
hydraulic cylinder;
seal;
friction coupling;
8.
DESIGN OF THE IMPORTANT AREA AIRBORNE RADIOACTIVITY MONITORING SYSTEM AND CALCULATION OF THE ALARM THRESHOLD OF HTR-PM
机译:
重要区域机载放射性监测系统的设计及HTR-PM报警阈值的计算
作者:
Wenqian Li
;
Jianzhu Cao
;
Chuan Li
;
Feng Xie
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
关键词:
HTR-PM;
radiation monitoring;
alarm threshold;
activity;
airborne radioactivity;
9.
RESEARCH ON STRUCTURAL DESIGN AND ANALYSIS OF S-CO_2 TURBINE IMPELLER
机译:
S-CO_2透平叶轮结构设计与分析研究
作者:
Jun Wu
;
Zhenxing Zhao
;
Can Ma
;
Lu Dai
;
Chunhui Dai
;
Zhouyang Liu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
10.
STUDY ON THE SHAKING DYNAMIC RESPONSE OF STEAM GENERATOR LOCA
机译:
汽轮机局部振动的动力响应研究
作者:
Qian Huang
;
Xiaofei Yu
;
Huanhuan Qi
;
Naibin Jiang
;
Fengchun Cai
;
Zhipeng Feng
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
关键词:
Steam generator;
LOCA;
shaking;
dynamical response;
nonlinear;
11.
Study on methods for HCLPF value of nonlinear supports system of steam generator
机译:
蒸汽发生器非线性支撑系统HCLPF值的方法研究
作者:
Feng-chun Cai
;
Xian-hui Ye
;
Qian Huang
;
Wenzheng Zhang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
12.
EXPERIMENTAL STUDY AND ANALYSIS OF THE DEFORMABLE PIPE OF CRHDM
机译:
CRHDM可变形管的实验研究与分析
作者:
Yuzheng Li
;
Qianfeng Liu
;
Huang Zhang
;
Bo Hanliang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
关键词:
Control Rod Hydraulic Drive System;
hydraulic cylinder;
the deformable pipe;
lifetime;
13.
Research about the uniform field breakdown strength of helium gas at high temperature and pressure in millimeter-scale gaps
机译:
毫米尺度间隙中高温高压氦气的均匀场击穿强度研究
作者:
You Qi
;
Shi Zhengang
;
Liu Xingnan
;
Yan Xunshi
;
Yang Guojun
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
14.
Research on Auxiliary Bearing Structure with Buffer Shim Based on LS-DYNA for Helium Circulator of HTR-10
机译:
基于LS-DYNA的HTR-10氦循环器缓冲垫片辅助轴承结构的研究。
作者:
Guojun Yang
;
Xingnan Liu
;
Zhe Sun
;
Zhengang Shi
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
关键词:
active magnetic bearing;
auxiliary bearing;
HTR-10;
helium circulator;
rotor drop;
15.
GROUNDED CONTROL ROD POSITION MEASUREMENT WITH TWO-ELECTRODE CAPACITANCE SENSOR
机译:
带有两电极电容传感器的接地控制杆位置测量
作者:
Guang HU
;
Benke QIN
;
Hanliang BO
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
关键词:
Two-electrode;
Capacitance sensor;
Rod position;
Grounded;
FEM;
16.
FINITE ELEMENT ANALYSIS OF AMB EDDY-CURRENT LOSS IN HTR-PM PRIMARY HELIUM CIRCULATOR
机译:
HTR-PM主氦循环器中Amb涡流损失的有限元分析
作者:
Jinpeng Yu
;
Yan Zhou
;
Mo Ni
;
Guojun Yang
;
Lei Zhao
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
17.
Influence Factors on Moisture Absorption Process of Carbon Material in HTGR
机译:
高温气冷堆中碳材料吸湿过程的影响因素
作者:
Jun Li
;
Huaqiang Yin
;
Xuedong He
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
关键词:
carbon material;
moisture absorption;
HTGR;
18.
A SYSTEMATIC STUDY OF THE MATERIAL PERFORMANCE OF HOT ISOSTATICALLY PRESSED TYPE 316L STAINLESS STEEL POWDER FOR THE CIVIL NUCLEAR SECTOR
机译:
民用核素热静压316L不锈钢粉末材料性能的系统研究
作者:
William Kyffin
;
David Gandy
;
Barry Burdett
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
19.
EULERIAN TWO-FLUID MODEL FOR AEROSOL REMOVAL IN FILTERED CONTAINMENT VENTING SCRUBBERS
机译:
滤清器排气滤清器气溶胶去除的EULERIAN两流体模型
作者:
Ji-Su Kim
;
Jong Woon Park
;
Minkyung Kim
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
20.
RESEARCH ON SIMPLIFIED METHOD OF TRANSIENTS COMBINING AND LOADING IN FATIGUE CRACK GROWTH ANALYSIS OF CARBON STEEL NUCLEAR PIPING
机译:
碳钢核子疲劳裂纹扩展分析中的瞬态组合与加载简化方法研究
作者:
Zhenshun Liu
;
Hongdong Zhen
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
关键词:
Fatigue crack growth analysis;
simplified method;
nuclear piping;
carbon steel;
transients;
combination and loading;
21.
DESIGN OF THE SAMPLING MEASUREMENT AND RADIOCHEMISTRY LAB IN THE NUCLEAR ISLAND OF HTR-PM
机译:
HTR-PM核岛采样测量与放射化学实验室的设计
作者:
Mengqi Lou
;
Wenqian Li
;
Feng Xie
;
Jianzhu Cao
;
Liqiang Wei
;
Jiejuan Tong
;
Jiaji Kong
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
22.
Optimal Design and Performance Simulation of a Novel Semi-active Vibration Absorber for Pipeline System of NPP
机译:
核电厂管道系统新型半主动减振器的优化设计与性能仿真
作者:
Zhiguo Wei
;
Mengran Liao
;
Shaodan Li
;
Jinlan Gou
;
Lu Dai
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
23.
WELDED JOINT EVALUATION FOR CHROMIUM CONTROLLED CARBON STEEL PIPING TO IMPROVE FAC RESISTANCE
机译:
铬控制碳钢管焊接接头评估以提高FAC抵抗力
作者:
Yoshio Uemoto
;
Shoh Tarasawa
;
Takahiro Kawabe
;
Hiroshi Asano
;
Hiroyuki Shibata
;
Junya Kaneda
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
24.
Research of γ-ray 3D scanning detection and analysis system
机译:
γ射线3D扫描检测与分析系统的研究
作者:
Chen Chen
;
Quan-hu Zhang
;
Xiang-hua Su
;
Su-xia Hou
;
Wen-ming Zuo
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
关键词:
Non-destructive Assay;
y-ray 3D scanning detection and analysis system;
Radiation detection;
25.
STUDY ON THE MECHANISM AND CHARACTERISTICS OF TRANSIENT NOISE OF THE STEAM DISCHARGE PIPES
机译:
蒸汽排放管瞬态噪声的机理和特性研究
作者:
Lu Dai
;
Yong Liu
;
Zhiguo Wei
;
Can Ma
;
Jun Wu
;
Qi Xiao
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
26.
SUPER CRITICAL CARBON DIOXIDE BRAYTON CYCLE BASED HEAT REMOVAL SYSTEM IN NUCLEAR POWER PLANTS
机译:
基于超临界二氧化碳排放的布雷顿循环除核系统
作者:
WEI Shuhong
;
ZHENG Hua
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
27.
THE COMPATIBILITY OF NUCLEAR GRAPHITE WITH MOLTEN SALT IN THE MOLTEN SALT REACTOR
机译:
核盐石与熔融盐在熔融盐反应器中的相容性
作者:
Zhoutong He
;
Yantao Gao
;
Hui Tang
;
Huihao Xia
;
Can Zhang
;
Xingtai Zhou
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
28.
RESIDUAL STRESS MEASUREMENT OF SEALING GLASS BASED ON OPTICAL FIBER SENSING TECHNOLOGY
机译:
基于光纤传感技术的密封玻璃残余应力测量
作者:
Li Mingze
;
Fan Zhichun
;
Diao Xingzhong
;
Yan He
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
29.
DEMONSTRATIVE HEAF (HIGH ENERGY ARCING FAULT) FIRE TESTS OF HIGH AND LOW VOLTAGE SWITCHGEARS OF NUCLEAR POWER PLANTS
机译:
核电站高低压成套开关装置的示范性HEAF(高能起弧)试验
作者:
Koji Shirai
;
Koji Tasaka
;
Tsukasa Miyagi
;
Junghoon Ji
;
Mikimasa Iwata
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
关键词:
High Energy Arc Fault;
HEAF Fire Event;
Electrical Cabinet;
Internal Arc Test;
Enclosure Pressure;
30.
LBB ANALYSIS ON NUCLEAR-CLASS PIPES OF FLOATING NUCLEAR POWER STATIONS
机译:
浮动核电站核级管道的LBB分析
作者:
Fan Bai
;
Yong Liu
;
Xingsheng Lao
;
Qi Xiao
;
Zhenxing Zhao
;
Jun Wu
;
Can Ma
;
Wang Wei
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
关键词:
Nuclear-class pipe;
Leak-before-break;
Fracture;
Crack propagation;
31.
Experimental Research on the Fluid Induced Forces of Clearance Flow in Canned Motor Reactor Coolant Pump
机译:
屏蔽式电动反应堆冷却剂泵内净流的流体诱导实验研究
作者:
Rui Xu
;
Yun Long
;
Junlian Yin
;
Yaoyu Hu
;
Dezhong Wang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
32.
PROPOSAL OF A SIMPLE EVALUATION METHOD FOR SLOSHING IMPACT PRESSURE ON FLAT ROOFS
机译:
一种简单的评估方法,用于评估平顶屋顶上的冲击压力
作者:
Shigeru TAKAYA
;
Tatsuya FUJISAKI
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
33.
CREEP DEFORMATION ANALYSIS OF A PIPE SPECIMEN BASED ON CREEP DAMAGE EVALUATION METHOD
机译:
基于蠕变损伤评估方法的管道试件蠕变变形分析
作者:
Jinya Katsuyama
;
Yoshihito Yamaguchi
;
Yinsheng Li
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
34.
INFLUENCE OF GAP SIZE ON ADDED MASS FOR SPENT FUEL STORAGE RACK
机译:
间隙尺寸对燃油储藏架附加质量的影响
作者:
Daogang LU
;
Yu LIU
;
Shu ZHENG
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
35.
EVALUATION OF LOCAL DAMAGE TO REINFORCED CONCRETE PANELS SUBJECTED TO OBLIQUE IMPACT OF RIGID AND SOFT MISSILES
机译:
刚性和软导弹斜向作用对钢筋混凝土面板局部损伤的评估
作者:
Akemi Nishida
;
Haruji Tsubota
;
Minoru Nagai
;
Yinsheng Li
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
36.
DEVELOPMENT OF A CRACK OPENING DISPLACEMENT ASSESSMENT PROCEDURE CONSIDERING CHANGE OF COMPLIANCE AT A CRACK PART IN THIN WALL PIPES MADE OF MODIFIED 9CR-1MO STEEL
机译:
9CR-1MO薄壁薄壁薄壁管裂纹部位顺应性变化的裂纹开口位移评估程序的开发
作者:
Takashi Wakai
;
Hideo MACHIDA
;
Manabu ARAKAWA
;
Seiji YANAGIHARA
;
Ryosuke SUZUKI
;
Masaaki MATSUBARA
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
关键词:
sodium cooled fast reactor;
leak before break;
elevated temperature;
modified 9Cr-lMo steel;
37.
TRANSIENT ANALYSIS OF FIRE PROTECTION SYSTEM AT A NUCLEAR POWER PLANT USING COMPUTER CODE USLAM
机译:
基于代码ISLAM的核电站消防系统暂态分析
作者:
Asif H. Arastu
;
Eugene Tom
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
关键词:
fluid transients;
water hammer;
fire protection systems;
vacuum breakers;
38.
WATCH LOOP DEVELOPMENT AND COMMISSIONING TESTS
机译:
手表环的开发和调试测试
作者:
W. A. Byers
;
G. Wang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
39.
STRUCTURAL DYNAMIC TRANSIENT ANALYSIS OF FIRE PROTECTION SYSTEM AT A NUCLEAR POWER PLANT
机译:
核电站消防系统的结构动态瞬态分析。
作者:
Milton Dong
;
Eugene Tom
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
40.
PROBABILISTIC ANALYSIS OF CREEP-INDUCED SGTR FOR NPP
机译:
NPP蠕变SGTR的概率分析。
作者:
Wenjing Li
;
Wentao Zhu
;
Xinli YU
;
Wei Wei
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
关键词:
Severe accident;
Severe accident phenomenon;
Risk-Oriented Accident Analysis Methodology;
Creep-induced SGTR;
41.
LEVEL 1 PRA FOR EXTERNAL VESSEL STORAGE TANK OF JAPAN SODIUM-COOLED FAST REACTOR IN SCHEDULED REFUELING
机译:
定期加料的日本钠冷快堆外部容器储存罐的一级PRA
作者:
Hidemasa Yamano
;
Kenichi Kurisaka
;
Hiroyuki Nishino
;
Kenichi Naruto
;
Yasushi Okano
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
42.
CALIBRATION OF INSPECTION STRATEGIES IN SUPPORT OF AGING MANAGEMENT PROGRAMS: A PROBABILISTIC APPROACH
机译:
制定支持老龄化管理计划的检查策略:一种概率方法
作者:
M.D. Pandey
;
M.I. Jyrkama
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
43.
STUDY ON DESCRIPTION OF PLANT STATUS AT FUKUSHIMA ACCIDENT BY EMERGENCY ACTION LEVEL
机译:
用紧急行动水平描述福岛事故植物状况的研究
作者:
Kazufumi Nagashima
;
Nakahiro Yasuda
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
44.
A REVIEW OF MULTI-UNIT NUCLEAR POWER PLANT PROBABILISTIC RISK ASSESSMENT RESEARCH
机译:
多单位核电厂概率风险评估研究述评
作者:
Taotao Zhou
;
Mohammad Modarres
;
Enrique Lopez Droguett
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
45.
EVALUATION OF CORE DAMAGE FREQUENCY OF HIGH FLUX ENGINEERING TEST REACTOR FROM INTERNAL EVENTS
机译:
从内部事件评价高通量工程试验反应器的核损伤频率。
作者:
Jinlin LIU
;
Wanhong WANG
;
Changhong PENG
;
Yun GUO
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
46.
STUDY ON SHUTDOWN FIRE PRA FOR NUCLEAR POWER PLANT
机译:
核电厂停火事故的研究
作者:
Meiru Liu
;
Wei Deng
;
Jinyan Du
;
Qingnan Zhao
;
Lin Sun
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
关键词:
Nuclear Power Plant;
Shutdown Conditions;
Fire;
Probabilistic Risk Assessment;
47.
DESIGN AND DEVELOPMENT OF DERISK: A FAULT TREE ANALYSIS PROGRAM PACKAGE
机译:
风险的设计和开发:故障树分析程序包
作者:
Zhenxu Zhou
;
Hao Nie
;
Qin Zhang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
关键词:
fault tree analysis;
Dynamic Uncertain Causality Graph;
program package;
48.
DESIGN AND DEVELOPMENT OF THE PLATFORM FOR SIGNIFICANCE DETERMINATION PROCESS SYSTEM FOR NUCLEAR POWER PLANT
机译:
核电厂有意义度确定过程系统平台的设计与开发
作者:
Qinfang Zhang
;
Qi Dong
;
Guoxu Zhang
;
Zilong Wang
;
Guofeng Tang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
49.
DYNAMIC FAULT TREE ANALYSIS BASED ON DYNAMIC UNCERTAIN CAUSALITY GRAPH
机译:
基于动态不确定因果图的动态故障树分析
作者:
Zhenxu Zhou
;
Chunling Dong
;
Qin Zhang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
关键词:
Dynamic Fault Tree;
Dynamic Uncertain Causality Graph;
sequential logic gates;
50.
A PSA CASE STUDY : PROMOTING THE RELIABILITY OF THE CRSS ON THE CMRR THROUGH THE ATWS MITIGATION SYSTEM
机译:
PSA案例研究:通过ATWS缓解系统提高CMRR上CRSS的可靠性
作者:
Heng Yu
;
Guan-bo Wang
;
Da-zhi Qian
;
Yu-chuan Guo
;
Bo Hu
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
关键词:
Probabilistic safety assessment;
Control rod shutdown system;
Pool-type research reactor;
CMRR;
ATWS mitigation system;
Analysis of systematic reliability;
51.
THE NECESSITY OF INDEPENDENT CONFIGURATION OF THE DC POWER SUPPLY SYSTEM USED FOR POWER SUPPLY AND AUXILIARY POWER SUPPLY IN NUCLEAR POWER PLANT
机译:
核电站供,辅用直流电源系统独立配置的必要性
作者:
Zhang Zhichao
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
52.
RELIABILITY PREDICTION FOR THE SQUIB VALVE OF ADVANCED PASSIVE PWR BY HARDENED TEST METHOD
机译:
硬化试验法预测被动压水堆弯阀的可靠度。
作者:
Shao Ge
;
Zhang Qinfang
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
53.
INCORPORATION OF THE RADIOACTIVE INTERINFLUENCE IN MULTI-UNIT SEISMIC PRA
机译:
在多单元地震PRA中引入放射性相互作用
作者:
Shuhei Matsunaka
;
Chikahiro Sato
;
Manabu Watanabe
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
54.
UPGRADE OF ACCIDENT SEQUENCE MODEL OF PRA FOR LOCA INSIDE PCV
机译:
PCV内部LOCA的PRA事故序列模型的升级。
作者:
Shohei Yamagishi
;
Teruyoshi Sato
;
Masayuki Hiraide
;
Shunsuke Tanno
;
Toshitem Saito
;
Toshinobu Kita
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
55.
DEVELOPMENT OF FUEL ROUTE/DROPPED LOAD PSA FOR UK ABWR
机译:
英国ABWR燃料路线/下降负荷PSA的开发
作者:
Daisuke Taniguchi
;
Yuki Ishiwatari
;
Naoki Hirokawa
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
56.
EPISTEMIC UNCERTAINTY QUANTIFICATION OF FLOOR RESPONSES FOR A NUCLEAR REACTOR BUILDING
机译:
核反应堆建筑楼层响应的表观不确定性量化
作者:
Byunghyun Choi
;
Yinsheng Li
;
Ken Muramatsu
;
Akemi Nishida
;
Tsuyoshi Takada
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
57.
STUDY ON PRA PROCEDURE CONSIDERING COMBINATION OF MULTIPLE EVENTS USING DQFM METHODOLOGY
机译:
DQFM方法研究多种事件结合的PRA程序
作者:
Hirohisa Yamakawa
;
Hitoshi Muta
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
58.
APPLICATION OF LEVEL 2 PSA IN THE DESIGN OF CAVITY INJECTION SYSTEM FOR NUCLEAR POWER PLANT
机译:
2级PSA在核电站腔注射系统设计中的应用
作者:
Wentao Zhu
;
Wenjing Li
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
关键词:
Level 2 PSA;
Cavity Injection System;
In-Vessel Melt Retention;
59.
Discussion of Issues for Small Modular Reactor PSA
机译:
小型模块化反应堆PSA问题的讨论
作者:
LIU Tao
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
60.
REAL-TIME ONLINE RISK MONITORING AND MANAGEMENT METHOD FOR MAINTENANCE OPTIMIZATION IN NUCLEAR POWER PLANT
机译:
核电厂维护优化的实时在线风险监测与管理方法
作者:
Anqi Xu
;
Zhijian Zhang
;
HuaZhi Zhang
;
Min Zhang
;
He Wang
;
Yingfei Ma
;
Sijuan Chen
;
Yan Wang
;
Gangyang Zheng
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
关键词:
Online Risk Monitor;
Real-time;
Maintenance;
Time-dependent;
61.
HIGH RELIABILITY MICRO-GRID FOR A NUCLEAR FACILITY EMERGENCY POWER SUPPLY
机译:
核设施应急电源的高可靠性微电网
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
|
2018年
62.
OVERVIEW OF PSA FOR THE UK ABWR GENERIC DESIGN ASSESSMENT
机译:
英国ABWR一般设计评估的PSA概述
作者:
Naoki Hirokawa
;
Daisuke Taniguchi
;
Yuki Ishiwatari
;
Kohei Hisamochi
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
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2018年
63.
SYSTEM SAFETY ANALYSIS METHOD BASED ON REAL-TIME ONLINE RISK MONITORING TECHNOLOGY
机译:
基于实时在线风险监测技术的系统安全分析方法
作者:
Sijuan Chen
;
Zhijian Zhang
;
He Wang
;
Min Zhang
;
Huazhi Zhang
;
Anqi Xu
;
Yingfei Ma
;
Gangyang Zheng
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
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2018年
64.
STANDBY EQUIPMENT RELIABILITY DATA ANALYSIS ON RISK MONITOR OF NUCLEAR POWER PLANT
机译:
核电厂风险监测仪的备用设备可靠性数据分析
作者:
Yingfei Ma
;
Sijuan Chen
;
Zhijian Zhang
;
Anqi Xu
;
He Wang
;
Gangyang Zheng
会议名称:
《International conference on nuclear engineering》
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2018年
关键词:
Standby Equipment;
Reliability Data;
Risk Monitor;
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