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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.
THERMAL HYDRAULICS IN FHRS: KEY SIMILARITIES AND DIFFERENCES WITH LWRS
机译:
FHRS中的液压系统:LWRS的主要相似之处和不同之处
作者:
Per F. Peterson
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Fluoride salt;
high-temperature reactors;
FHRs;
passive safety system;
2.
FLOW CHARACTERIZATION WITHIN A SPHERE-PACKED BED USING PIV MEASUREMENT
机译:
使用PIV测量在球状床内的流动特性
作者:
J. H.ZHANG
;
L.XIONG
;
N.X.WANG
;
W ZHOU
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Randomly;
Sphere-Stacked Bed;
PIV;
Refractive-Index Match;
3.
ANALYSIS OF NATURAL CIRCULATION TESTS IN THE EXPERIMENTAL FAST REACTOR JOYO
机译:
实验快速反应器JOYO中的自然循环测试分析
作者:
Nabeshima K
;
Doda N
;
Ohshima H
;
Mori T
;
Ohira H
;
Iwasaki T
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
fast reactor;
JOYO;
plant dynamics analysis;
natural circulation;
decay heat removal;
4.
Thermal-hydraulic Design and CFD Analysis of Fuel Assembly for China Lead-based Research Reactor
机译:
中国铅基研究堆燃料组件的热工水力设计和CFD分析
作者:
Tao ZHOU
;
Zengfang GE
;
Shuyong LIU
;
Yunqing BAI
;
Yong SONG
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
China Lead-based Research Reactor (CLEAR-I);
Thermal-hydraulic;
Fuel assembly;
5.
DEVELOPMENT OF OPTICAL FIBER INSTRUMENTATION FOR USE IN SODIUM COOLED FAST REACTORS
机译:
用于钠冷快速反应器的光纤仪器的开发
作者:
Matthew Weathered
;
Mark Anderson
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Optical Fiber;
Liquid Sodium;
Fiber Optics;
Fast Reactor;
Instrumentation;
6.
ANALYSIS OF PANDA SPRAY EXPERIMENTS PERFORMED IN TWO INTERCONNECTED VESSELS WITH OpenFOAM
机译:
用OpenFOAM分析两个相互连接的容器中的PANDA喷雾实验
作者:
N. Erkan
;
K. Okamoto
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Containment spray;
OpenFOAM;
CFD;
gas mixing;
stratification breakup;
7.
HYDROGEN SAFETY: LAMINAR AND TURBULENT FLAME SPEED OF SPHERICAL FLAME IN A FAN-STIRRED CLOSED VESSEL
机译:
氢气安全:扇形密闭容器中球状火焰的层流和湍流火焰速度
作者:
J. Goulier
;
N. Chaumeix
;
N. Meynet
;
A. Bentaieb
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Turbulent flame;
Hydrogen Flame;
Expanding flames;
Turbulent intensity;
8.
TOWARDS A COUPLED SIMULATION OF THERMAL HYDRAULICS AND NEUTRONICS IN ASIMPLIFIED PWR WITH A 3×3 PIN ASSEMBLY
机译:
面向3×3引脚装配的简化压水堆中热液和中子的耦合模拟
作者:
Anni Schulze
;
Hans-Josef Allelein
;
Stephan Kelm
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Coupling;
multiphysics;
neutronics;
Monte Carb;
feedback;
9.
PHASE-FIELD MODELING OF BINARY EUTECTIC ALLOY SOLIDIFICATION WITH CONVECTION
机译:
对流共晶二元凝固的相场模拟
作者:
S. Meyer
;
I. Otic
;
X. Cheng
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
melt pool heat transfer;
computational fluid dynamics;
phase-field;
mushy layer;
10.
Verification and Validation of Nek5000 for T-junction, Matis, SIBERIA, and Max Experiments
机译:
Nek5000的T型结,Matis,SIBERIA和Max实验的验证和验证
作者:
Aleksandr Obabko
;
Paul Fischer
;
Oana Marin
;
Elia Merzari
;
Dave Pointer
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
LES;
CFD;
thermal striping;
turbulent mixing;
spacer grid;
11.
COMPUTATIONAL FLUID DYNAMICS MODELING AND VALIDATION OF SWIRLING FLOW IN A PIPE WITH CLASSIC TWISTED TAPE
机译:
经典扭带的旋流计算流体动力学建模与验证
作者:
Minseop Song
;
So Hyun Park
;
Eung Soo Kim
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Computational Fluid Dynamics;
Twisted Tape;
Particle Image Velocimetry;
Swirling Flow;
Matching Index of Refraction;
3D Printing;
12.
THERMAL ANALYSIS OF PEBBLE-BED REACTORS BASED ON A TIGHTLY COUPLED MECHANICAL-THERMAL MODEL
机译:
基于紧密耦合的机械-热力模型的卵石反应器热分析
作者:
Yanheng Li
;
Wei Ji
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
pebble-bed reactor;
mechanical-thermal coupling;
granular flow;
DEM-CFD;
thermal heat transfer;
13.
VALIDATION OF BEST ESTIMATE MODELS FOR FLUORIDE-SALT-COOLED, HIGH-TEMPERATURE REACTORS USING DATA FROM THE COMPACT INTEGRAL EFFECTS TEST (CIET 1.0) FACILITY
机译:
使用紧凑积分效应试验(CIET 1.0)的数据验证氟化物-盐冷却的高温反应器的最佳估计模型
作者:
N. Zweibaum
;
Z. Guo
;
L. R. Huddar
;
P. F. Peterson
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Fluoride-salt-cooled;
high-temperature reactor;
Best estimate code;
Verification and validation;
Integral effects test;
Code-to-code comparison;
14.
VALIDATION OF CFD-CODES FOR NATURAL CONVECTION AND CONDENSATION PHENOMENA IN CONTAINMENTS WITH GERMAN THAI-EXPERIMENTS
机译:
带有德国泰式实验的寓所中自然对流和凝结现象的CFD代码验证
作者:
J. Stewering
;
B. Schramm
;
M. Sonnenkalb
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Thermal hydraulics;
CFD;
Natural convection;
Condensation;
RANS turbulence modelling;
15.
LIQUID METAL HEAT TRANSFER UNDER LOW PECLET NUMBER CONDITIONS
机译:
低Pelet数条件下的液态金属传热
作者:
Hiroyasu Mochizuki
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Degradation of heat transfer;
liquid metal;
heat exchanger;
Nusselt number;
Low Peclet number;
16.
DEVELOPMENT AND VALIDATION OF A NEW DRIFT FLUX MODEL IN ROD BUNDLE GEOMETRIES
机译:
杆束几何中新的漂移通量模型的开发与验证
作者:
Ikuo Kinoshita
;
Toshihide Torige
;
Minoru Yamada
;
Takashi Hibiki
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Drift flux;
Rod bundle;
Void fraction;
Low liquid flow;
RELAP5;
17.
FIRST RESULTS OF THE SIMULATIONS OF FUKUSHIMA-DAIICHI UNIT 3 ACCIDENT FOR AN ASSESSMENT OF THE APPLICABILITY AND THE CAPABILITY OF THE CODE ATHLET-CD
机译:
FUKUSHIMA-DAIICHI UNIT 3事故模拟的初步结果,用于评估代码运动员CD的适用性和功能
作者:
Christoph Bratfisch
;
Mathias Hoffmann
;
Marco K. Koch
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
ATHLET-CD;
Fukushima-Daiichi;
severe accidents;
BWR;
18.
PHEBUS FPT-1 SIMULATION, USING MELCOR: BLOCKAGE MODEL ANALYSIS
机译:
使用MELCOR进行PHEBUS FPT-1仿真:阻塞模型分析
作者:
Jun Wang
;
Michael L Corradii
;
Troy Haskin
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
MELCOR;
PHEBUS FPT1;
CORE DEGRADATION;
BLOCKAGE MODEL;
19.
ANALYSIS OF THE FeCrAl ACCIDENT TOLERANT FUEL CONCEPT BENEFITS DURING BWR STATION BLACKOUT ACCIDENTS
机译:
BWR站停电事故中FeCrAl耐燃油概念益处的分析
作者:
K. R. Robb
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
accident tolerant fuel;
ATF;
FeCrAl;
MELCOR;
severe accidents;
20.
EFFECT OF PARTICLE SPREADING ON COOLABILITY OF EX-VESSEL DEBRIS BED
机译:
颗粒扩散对船前碎石床可燃性的影响
作者:
S. E. Yakush
;
A. Konovalenko
;
S. Basso
;
P. Kudinov
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Severe accident;
debris bed;
coolability;
two-phase flow;
particle spreading;
21.
DETERMINATION OF THE PRESSURE LOSS COEFFICIENT AT CONTROL-ROD GUIDE TUBE FLOW-HOLE FOR A PWR NUCLEAR FUEL ASSEMBLY BY USING CFD AND BERNOULLI SOLUTIONS
机译:
使用CFD和BERNOULLI解决方案确定压水堆核燃料组件控制杆导流管孔处的压力损失系数
作者:
Dong-Yuan Sheng
;
Marcus Seidl
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
PWR;
CFD;
pressure loss coefficient;
bypass;
flow-hole;
22.
NUCLEAR SAFETY AND THERMAL HYDRAULICS: PERSONAL THOUGHTS AND SOME RECENT PROGRESS
机译:
核安全和热力学:个人思想和一些最新进展
作者:
George Yadigaroglu
;
D. Lakehal
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Reactor safety;
thermal-hydraulics;
severe accidents;
DNB;
computational coupling;
23.
COUPLED CALCULATIONS OF SAS4A/SASSYS-1 AND STAR-CCM+ FOR THE SHRT-45R TEST IN EBR-Ⅱ
机译:
EBR-Ⅱ中SHRT-45R试验的SAS4A / SASSYS-1和STAR-CCM +耦合计算
作者:
Klaus Huber
;
Justin W. Thomas
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
SHRT-45R;
coupling;
SAS4A/SASSYS-1;
STAR-CCM+;
24.
Steady and Unsteady calculations on Thermal Striping Phenomena in Triple-Parallel Jet
机译:
三平行射流热条纹现象的稳态和非稳态计算
作者:
Y.Q. Yu
;
E. Merzari
;
J.W.Thomas
;
A. Obabko
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
thermal striping;
triple jets;
URANS;
LES;
25.
MULTI-SCALE THERMAL-HYDRAULIC ANALYSIS OF SAFETY SYSTEMS OF ADVANCED PWRS USING THE CUPID CODE
机译:
使用库宾代码对高级PWRS安全系统进行多尺度热工水力分析
作者:
Han Young Yoon
;
Ik Kyu Park
;
Chul-Hwa Song
;
Hyoung Kyu Cho
;
Jae Jun Jeong
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Multi-scale;
coupling;
CUPID;
MARS;
26.
A CONTROL THEORY APPROACH TO ADAPTIVE STEPSIZE SELECTION FOR COUPLED CFD AND CRUD CHEMISTRY SIMULATIONS
机译:
耦合CFD和CRUD化学模拟的自适应步长选择的控制理论方法
作者:
Daniel Walter
;
Victor Petrov
;
Annalisa Manera
;
Brian K. Kendrick
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
adaptive stepsize;
multiphysics;
CRUD;
coupled CFD;
control theory;
27.
ASSESSMENT OF OPENFOAM CFD TOOLBOX FOR GRAVITY DRIVEN MIXING FLOWS IN A REACTOR PRESSURE VESSEL
机译:
反应堆压力容器中重力驱动混合流的Openfoam CFD工具箱评估
作者:
R. Puragliesi
;
O. Zerkak
;
A. Pautz
;
Q. Zhou
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Turbulent mixing;
CFD URANS;
ROCOM;
gravity driven flow;
OpenFOAM;
28.
NUMERICAL ANALYSIS OF CORE THERMAL-HYDRAULIC FOR SODIUM-COOLED FAST REACTORS
机译:
钠冷快速反应器核心热液数值分析
作者:
Alain CONTI
;
Antoine GERSCHENFELD
;
Yannick GORSSE
;
Thierry CADIOU
;
Romain LAVASTRE
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
SFR;
thermal-hydraulic;
code;
Trio_U MC2;
29.
NUMERICAL ANALYSES ON THE SAFETY ASPECTS OF KASOLA TEST FACILITY
机译:
Kasola测试设施安全方面的数值分析
作者:
H. V. Hristov
;
T. Hollands
;
M. Haselbauer
;
W. Jaeger
;
W. Hering
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Sodium;
KASOLA;
ATHLET;
30.
Thermal Hydraulics Analysis for Cooling Tower Performance
机译:
冷却塔性能的热力学分析
作者:
Si Y. Lee
;
Alfred J. Garrett
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Cooling Tower;
Computational Fluid Dynamics;
Heat Transfer;
Mechanical Draft Cooling Tower;
31.
TRANSIENT CONVECTIVE BOILING: ANALYSIS OF EXPERIMENTAL RESULTS
机译:
瞬态对流沸腾:实验结果分析
作者:
N. Baudin
;
C. Colin
;
P. Ruyer
;
J. Sebilleau
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Boiling;
RIA;
experimental study;
32.
EXPERIMENTAL AND NUMERICAL INVESTIGATION ON SINGLE AIR BUBBLE RISING IN NARROW RECTANGULAR CHANNEL
机译:
矩形矩形通道内单气泡起泡的实验与数值研究
作者:
Liqin Zhang
;
Yanping Huang
;
Yuanfeng Zan
;
Junfeng Wang
;
Mingliang Song
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Air-water/vapor-water;
two-phase flow;
bubble motion;
narrow rectangular channel;
thermal hydraulics;
33.
EXPERIMENTAL AND ANALYTICAL STUDY OF FLASHING FLOW THROUGH STEAM GENERATOR TUBE CRACKS
机译:
汽轮发电机管裂纹闪烁流的实验与分析研究
作者:
Shripad T. Revankar
;
Jovica R. Riznic
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Steam generator tube cracks;
leak before break;
flashing flow;
choking flow;
experiments and model;
34.
UNCERTAINTY ANALYSIS OF DELAYED EQUILIBRIUM MODEL (DEM) USING THE CIRCE METHODOLOGY
机译:
延迟均衡模型(DEM)的不确定性分析
作者:
Jean-Marie Seynhaeve
;
Agnes De Crecy
;
Yann Bartosiewicz
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Flashing Choked Flow;
LOCA;
DEM assessment;
uncertainty analysis;
35.
DETERMINATION OF IN-VESSEL RETENTION UNDER MOLTEN CORIUM POOL ATTACK
机译:
熔融钴池攻击下容器滞留率的测定
作者:
D. Home
;
M. Chai
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
In-Vessel Retention (IVR);
Internal Reactor Vessel Cooling (IRVC);
External Reactor Vessel Cooling (ERVC);
Decomposition Event Tree (DET);
Level 2 PRA/PSA;
36.
LARGE-EDDY SIMULATION OF THERMAL STRIPING IN WAJECO AND PLAJEST EXPERIMENTS WITH TRIOCFD
机译:
TRIOCFD对WAJECO和PLAJEST实验中的热条纹的大涡模拟
作者:
Pierre-Emmanuel ANGELI
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Jet mixing;
thermal striping;
turbulence;
Large-Eddy Simulation;
TrioCFD;
Trio_U;
37.
CFD SIMULATIONS OF EROSION OF A STRATIFIED LAYER BY A BUOYANT JET IN A LARGE VESSEL
机译:
大容器中浮力射流腐蚀分层层的CFD模拟
作者:
F. S. Sarikurt
;
Y. A. Hassan
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
buoyant jet;
turbulent;
system level cfd;
large eddy simulation;
38.
TRANSIENT CONVECTION FROM FORCED TO NATURAL WITH FLOW REVERSAL FOR CFD VALIDATION
机译:
瞬态对流从强制向自然流动逆向进行CFD验证
作者:
Blake W. Lance
;
Barton L. Smith
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
39.
CFD AND EXPERIMENTAL ANALYSIS OF SINGLE PHASE BUOYANCY DRIVEN COUNTER-CURRENT FLOW IN A PIPE
机译:
管道中单相浮力驱动逆流的CFD和实验分析
作者:
F. Sebilleau
;
R. I. Issa
;
S. P. Walker
;
A. Kansal
;
N. K. Maheshwari
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Single Phase counter-current flow;
Buoyancy;
CFD;
LES;
uRANS;
40.
HOT FUEL ELEMENT THERMAL-HYDRAULIC MODELING IN THE JULES HOROWITZ REACTOR NOMINAL AND LOFA CONDITIONS
机译:
JULES HOROWITZ反应器名义温度和LOFA条件下的热燃料元素热工水力模型
作者:
R. Pegonen
;
H. Anglart
;
S.Bourdon
;
C. Gonnier
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Jules Horowitz Reactor;
CATHARE2;
FLICA4;
STAR-CCM+;
loss of flow accident;
41.
EVALUATION OF 1-D VOID AND PRESSURE DROP MODELS OVER A WIDE RANGE OF FUEL BUNDLE GEOMETRIES AND OPERATING CONDITIONS
机译:
燃料束几何形状和工作条件范围内一维空隙和压力下降模型的评估
作者:
M. Auliano
;
J.-M. Le Corre
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Void;
pressure drop;
two-phase flow;
fuel bundle;
optimization;
42.
ON THE ANALATICAL SOLUTIONS AND NUMERICAL VERIFICATIONS OF THE TWO-PHASE WATER FAUCET PROBLEM
机译:
两相流水问题的解析解和数值验证
作者:
Ling Zou
;
Haihua Zhao
;
Hongbin Zhang
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Two-phase flow;
water faucet problem;
analytical solutions;
numerical verification;
43.
Development of Burnup Dependent Fuel Rod Model in CTF
机译:
CTF中燃耗相关燃料棒模型的开发
作者:
M.O.Yilmaz
;
M.Avramova
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
fuel thermal conductivity;
fuel centerline temperature;
COBRA-TF (CTF);
FRAPCON-3.4;
44.
ON THE USE OF (U)RANS AND LES APPROACHES FOR TURBULENT INCOMPRESSIBLE SINGLE PHASE FLOWS IN NUCLEAR ENGINEERING APPLICATIONS
机译:
(U)RANs和les方法在湍流不可压缩单相流中的应用
作者:
Benhamadoucbe S.
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
LES;
(U)RANS;
Nuclear engineering;
Wall resolved;
Wall modeled;
45.
URANS SIMULATIONS OF THERMAL STRATIFICATION IN A LARGE ENCLOSURE FOR SEVERE ACCIDENT SCENARIOS
机译:
严重事故情景下大型外壳中的热分层的URANS模拟
作者:
L. B. Carasik
;
F. Sebilleau
;
S. P. Walker
;
Y. A. Hassan
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Thermal Stratification;
Thermal Mixing;
Computational Fluid Dynamics;
URANS;
Turbulence Modeling;
46.
A HIGH-ORDER SYSTEM THERMAL-HYDRAULICS MODEL FOR ADVANCED REACTOR SAFETY ANALYSES
机译:
用于高级反应器安全性分析的高阶系统热工模型
作者:
Rui Hu
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
high-order;
JFNK;
FEM;
system thermal-hydraulics;
47.
EROSION OF A LARGE-SCALE GASEOUS STRATIFIED LAYER BY A TURBULENT JET - SIMULATIONS WITH URANS AND LES APPROACHES
机译:
湍流射流侵蚀大型气化分层层-用URANS和LES方法模拟。
作者:
A. Kraus
;
S. Aithal
;
A. Obabko
;
E. Merzari
;
A. Tomboulides
;
P. Fischer
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
turbulent jet;
stratification erosion;
species mixing;
large eddy simulation;
low-Mach number;
48.
SIMULATION OF HYDROGEN DISTRIBUTION IN THE CONTAINMENT DURING A SEVERE ACCIDENT WITH FAST HYDROGEN-STEAM RELEASE
机译:
快速氢蒸汽释放严重事故期间容器中的氢分布模拟
作者:
D. Papini
;
M. Andreani
;
B. Niceno
;
H.-M. Prasser
;
P. Steiner
;
J.-U. Kluegel
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Severe accident;
plant application;
GOTHIC code;
flammability analysis;
AICC pressure;
49.
RE-EVALUATION OF PAR CONCEPT IN GERMAN PWR WITH REVISED PAR MODEL
机译:
修正后的PAR模型对德国压水堆中PAR概念的重新评估
作者:
M. Sonnenkalb
;
S. Band
;
H. Nowack
;
S. Schwarz
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Lumped parameter code application;
severe accidents;
hydrogen mitigation concepts;
PWR;
50.
COMBINED EFFECTS OF COOLER AND SPRAY ACTIVATION ON THE HYDROGEN DISTRIBUTION IN THE PRESENCE OF A JET FLOW
机译:
喷射流作用下冷却器和喷雾活化对氢气分布的综合影响
作者:
D. Paladino
;
R. Kapulla
;
G. Mignot
;
S. Paranjape
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Containment;
Cooler;
Hydrogen;
HYMERES;
OECD/NEA;
Spray;
51.
A FIRST ORIENTING INVESTIGATION OF THE INTERACTION OF CABLE FIRE PRODUCTS WITH PASSIVE AUTO-CATALYTIC RECOMBINERS (PARs)
机译:
电缆火产品与无源自动催化重组剂(PARs)相互作用的首次研究
作者:
Ernst-Arndt Reinecke
;
Ahmed Bentaieb
;
Juergen Dornseiffer
;
Daniel Heidelberg
;
Franck Morfin
;
Pascal Zavaleta
;
Hans-Josef Allelein
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Hydrogen;
passive auto-catalytic recombiner (PAR);
cable fire;
severe accident;
52.
PASSIVE AUTOCATALYTIC RECOMBINERS (PAR) INDUCED IGNITION AND THE RESULTING HYDROGEN DEFLAGRATION BEHAVIOUR IN LWR CONTAINMENTS
机译:
轻水堆容器中的被动自催化复合物(PAR)引起的点火和氢致放气行为
作者:
Sanjeev Gupta
;
Teja Kanzleiter
;
Gerhard Poss
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
PAR;
ignition;
hydrogen deflagration;
severe accident;
containment;
53.
SYSTEM ANALYSIS AND ISOTHERMAL SEPARATE EFFECT EXPERIMENTS OF THE ACCIDENT BEHAVIOR IN PWR SPENT FUEL STORAGE POOLS
机译:
压水堆燃料储存池事故行为的系统分析和等温单独试验
作者:
H. Chahi
;
W. Kaestner
;
S. Alt
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
thermal-hydraulic analysis;
PWR spent fuel storage pool;
separate effect experiment;
turbulence;
head loss;
54.
LOCAL PARAMETERS OF AIR-WATER TWO-PHASE FLOW AT A VERTICAL T-JUNCTION
机译:
垂直T交界处空气两相流的局部参数
作者:
G. Monros-Andreu
;
R. Martinez-Cuenca
;
S. Torro
;
S. Chiva
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Two-phase;
T-Junction;
vertical pipe;
conductivity probes;
LDA;
55.
A SEPARATE-EFFECT TEST FACILITY FOR CFD-GRADE MEASUREMENTS OF THE RCCS UPPER PLENUM
机译:
RCCS上腔CFD等级测量的单独效果测试工具
作者:
Thien Nguyen
;
Victor Petrov
;
Annalisa Manera
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Reactor Cavity Cooling System;
riser-jet;
hot plenum;
PIV;
turbulent flow;
56.
HIGH RESOLUTION EXPERIMENTS OF VELOCITY AND CONCENTRATION FLUCTUATIONS IN A JET FLOW
机译:
射流中的速度和浓度波动的高分辨率实验
作者:
Victor Petrov
;
Thien Duy Nguyen
;
Daniel Nunez
;
Akshay Dave
;
Annalisa Manera
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
PIV;
wire-mesh sensor;
CFD;
turbulent fluctuations;
57.
EXPERIMENTAL STUDY OF DRACS THERMAL PERFORMANCE IN A LOW-TEMPERATURE TEST FACILITY
机译:
低温测试装置中DRACS热性能的实验研究
作者:
Q. Lv
;
H.C. Lin
;
X. Sun
;
R.N. Christensen
;
T.E. Blue
;
G. Yoder
;
D. Wilson
;
P. Sabharwall
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
FHR;
DRACS;
passive safety;
decay heat removal;
58.
NUCLEAR REACTOR CONTAINMENT FLOWS - MODELLING OF STABLY STRATIFIED LAYER EROSION BY A TURBULENT JET
机译:
核反应堆控制流-湍流射流对稳定分层腐蚀的模拟
作者:
Ishay L
;
Ziskind G
;
Bieder U
;
Rashkovan A
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Stable stratification;
turbulent jet erosion;
URANS;
containment flow;
59.
CONTAINMENT ANALYSIS OF FUKUSHIMA DAIICHI UNIT 1 POWER STATION USING GOTHIC
机译:
基于GOTHIC的福岛大地第一单元电站的围护分析
作者:
O. E. Ozdemir
;
T. L. George
;
M. Marshall
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
GOTHIC;
Fukushima Daiichi Unit 1;
Containment Analysis;
Vent Heat Transfer;
Gas Mixing;
60.
STUDY OF THE INFLUENCE OF DESIGN PARAMETERS AND INITIAL CONDITION ON PASSIVE CONTAINMENT COOLING SYSTEM
机译:
设计参数和初始条件对无源冷却系统影响的研究
作者:
Yan WANG
;
Yaoli ZHANG
;
Zhiwei ZHOU
;
Heng XIE
;
Yanning YANG
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
passive containment cooling system;
analysis code;
advanced PWR;
sensitivity;
61.
ANALYSIS OF IMPROVED FUEL ROD MODELING IN COUPLED THERMAL-HYDRAULICS/NEUTRONICS CALCULATIONS
机译:
热-液/中子耦合计算中改进的燃料棒模型分析
作者:
A. Jambrina
;
M. Yilmaz
;
M. Avramova
;
K. Ivanov
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Burnup and Gadolinium content;
fuel-thermal-conductivity model;
dynamic-gap- conductance model;
feedback effects;
62.
Investigation of Plenum-to-Plenum Heat Transfer and Gas Dynamics under Natural Circulation in a Scaled-Down Dual Channel Module Mimicking Prismatic VHTR core using CFD
机译:
使用CFD的模拟缩小VHTR核的按比例缩小的双通道模块中自然循环下的全峰间传热和气体动力学研究
作者:
M. T. Kao
;
P. Jain
;
S. Usman
;
I.A. Said
;
M. M. Taha
;
M. H. Al-Dahhan
;
Rizwan-uddin
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
CFD;
OSU-HTTF;
Missouri ST;
Natural circulation;
VHTR;
63.
DEVELOPMENT OF THE FHR ADVANCED NATURAL CIRCULATION ANALYSIS (FANCY) CODE
机译:
FHR高级自然循环分析(FANCY)代码的开发
作者:
Z. Guo
;
N. Zweibaum
;
M. Shao
;
L. R. Huddar
;
P. F. Peterson
;
S. Qiu
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
FHR;
natural circulation;
code methodology;
64.
EXPERIMENTAL STRATEGY FOR THE DETERMINATION OF HEAT TRANSFER COEFFICIENTS IN PEBBLE-BEDS COOLED BY FLUORIDE SALTS
机译:
氟化物盐测定卵石冷却过程中传热系数的实验方法
作者:
L. Huddar
;
P. F. Peterson
;
R. Scarlat
;
Z. Guo
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
FHR;
pebble-bed;
heat transfer coefficient;
simulant oils;
scaled experiments;
65.
DESIGN, FABRICATION AND STARTUP TESTING IN THE COMPACT INTEGRAL EFFECTS TEST FACILITY IN SUPPORT OF FLUORIDE-SALT-COOLED, HIGH-TEMPERATURE REACTOR TECHNOLOGY
机译:
氟化物-盐冷却的高温反应器技术在紧凑型综合试验装置中的设计,制造和启动测试
作者:
N. Zweibaum
;
J. E. Bickel
;
Z. Guo
;
J. C. Kendrick
;
P. F. Peterson
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Fluoride-salt-cooled;
high-temperature reactor;
Integral effects test;
Single phase natural circulation;
Scaling;
66.
EXPERIMENTAL STUDY OF GAS ENTRAINMENT FROM SURFACE SWIRL
机译:
表面旋流引气的实验研究
作者:
B. Moudjed
;
J. Excoffon
;
R. Riva
;
L. Rossi
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Gas entrainment;
Surface swirl;
Flow visualization;
67.
Design of High Power Density Annular Fuel Rod Core for Advanced Heavy Water Reactor
机译:
先进重水堆高功率密度环形燃料棒芯设计
作者:
A.P. Deokule
;
A.K.Vishnoi
;
K.Umasankari
;
D.K.Chandraker
;
P.K.Vijayan
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
AHWR;
Annular fuel;
ARTHA;
FEMINA;
ANUFAN;
MCHFR;
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