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外文会议
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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.
Critical Heat Flux Enhancement Mechanism by Surface Modification based on Hydrodynamic Instability Model
机译:
基于流体动力不稳定性模型的表面改性临界热通量增强机理
作者:
Han Seo
;
In Cheol Bang
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Critical heat flux;
Hydrodynamic theory;
Rayleigh-Taylor wavelength;
Helmholtz wavelength;
2.
Using NASA's GFSSP Code for Steady State and Transient Modeling of Gas Cooled Reactor Passive Safety Systems
机译:
使用NASA的GFSSP代码进行气冷堆被动安全系统的稳态和瞬态建模
作者:
Wesley C. Williams
;
Jeffrey McLean
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
3.
RAYLEIGH-TAYLOR INSTABILITY OF VISCOUS FLOW WITH HEAT ANS MASS TRANSFER
机译:
传热和传质的粘性流的瑞雷-泰勒不稳定性
作者:
Byoung Jae Kim
;
Kyung Doo Kim
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Rayleigh-Taylor instability;
Film boiling;
Viscous Flow;
Phase Change;
4.
QUALIFICATION OF CHF TEST FACILITY AT STERN LABORATORIES USING MITSUBISHI PWR FUEL
机译:
使用三菱压水堆燃料对斯特恩实验室的瑞士法郎测试设施进行鉴定
作者:
Y. Sato
;
J. Takeuchi
;
D. Komiyama
;
Y. Uno
;
R. A. Fortman
;
G. I. Hadaller
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
CHF test;
DNB;
PWR;
Rod bundle;
5.
DEVELOPMENT AND VALIDATION OF A SCALING METHOD FOR SUPERCRITICAL FLUID HEAT TRANSFER
机译:
超临界流体传热标定方法的开发与验证
作者:
X.J. Liu
;
X. Cheng
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Supercritical fluid;
fluid-to-fluid scaling;
heat transfer;
validation;
6.
KKM TRACG Validation
机译:
KKM TRACG验证
作者:
Samuel Lafountain
;
Baris Sarikaya
;
Willem van Doesburg
;
Konstantin Nikitin
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
TRACG LOCA;
KKM;
best estimate;
validation;
qualification;
7.
FEASIBILITY STUDY OF HYBRID HEAT PIPE WITH CONTROL ROD AS PASSIVE IN-CORE COOLING SYSTEM FOR ADVANCED NUCLEAR POWER PLANT
机译:
控制棒作为高级核电站被动被动冷却系统的混合热管的可行性研究
作者:
Yeong Shin Jeong
;
Kyung Mo Kim
;
In Guk Kim
;
In Cheol Bang
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Hybrid heat pipe;
Heat pipes;
Passive IN-core Cooling system (PINCs);
CFD;
8.
EXPERIMENTAL STUDY AND VALIDATION OF MARS CODE FOR CCFL IN PASSIVE EMERGENCY CORE COOLING SYSTEM (PECCS) OF PUBLIC ACCEPTABLE SIMPLE SMR (PASS) SYSTEM
机译:
公众可接受的简单SMR(PASS)系统的被动紧急冷却系统(PECCS)中CCFL的MARS代码的实验研究和验证
作者:
Ho Sik Kim
;
Mun Won Song
;
Hee Cheon NO
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Countercurrent flow limitation;
passive emergency core cooling system;
public acceptable simple SMR;
MARS code;
9.
RESEARCH ON FLOW CHARACTERISTICS FOR THE OPTIMAL DESIGN OF EXPERIMENT FOR THE TYPICAL PRESSURED WATER REACTOR
机译:
典型加压水反应器实验优化设计的流动特性研究
作者:
G.L. Chen
;
Z.J. Zhang
;
Z.F. Tian
;
X.M. Dong
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
OPTIMAL DESIGN;
EXPERIMENT;
PRESSURED WATER REACTOR;
10.
EXPERIMENTAL STUDY ON THE CO_2 TO WATER HEAT EXCHANGER PERFORMANXCE NEAR THE CO_2 CRITICAL POINT
机译:
CO_2临界点附近CO_2与水换热性能的实验研究
作者:
Yoonhan Ahn
;
Seongjoon Baik
;
Jeong Ik Lee
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Supercritical CO_2;
heat transfer;
critical point;
LMTD method;
average Nusselt number;
11.
UNCERTAINTY AND SENSITIVITY ANALYSIS OF THE OECD/NEA KALININ-3 BENCHMARK
机译:
OECD / NEA KALININ-3基准的不确定性和敏感性分析
作者:
I. Pasichnyk
;
S. Nikonov
;
W. Zwermann
;
K. Velkov
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
ATHLET;
XSUSA;
uncertainty;
sensitivity;
coupled code analysis;
K-3 Benchmark;
12.
THERMAL-HYDRAULIC STUDY OF SIPHON BREAKING PHENOMENON ON A TWO-PHASE GAS/LIQUID FLOW
机译:
两相气/液两相流中Siphoon破裂现象的热力学研究
作者:
P.-A. Douxchamps
;
C. Diakodimitris
;
C. Mandy
;
C. Angulo
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Siphoning;
two-phase flow simulation;
Computational Fluid Dynamics (CFD);
13.
TAILORED EXPERIMENTS FOR VALIDATION OF CFD WITH FSI FOR NUCLEAR APPLICATIONS
机译:
核应用中使用FSI验证CFD的定制实验
作者:
Eric Lillberg
;
Kristian Angele
;
Gustav Lundqvist
;
Nicolas Edh
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
CFD;
FSI;
Validation;
Nuclear;
Experiments;
14.
DEVELOPMENT OF A SOCIETAL-RISK GOAL FOR NUCLEAR POWER SAFETY
机译:
核动力安全的社会风险目标的发展
作者:
Caleb Roh
;
Vicki Bier
;
Michael Corradini
;
Shuji Liu
;
Robert Youngblood
;
Gregory Hammond
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Severe Accident Modeling;
RASCAL;
Societal Risk;
Safety Goal;
15.
Trend Analysis for Low Pressure Low Flow Round Tube CHF
机译:
低压低流量圆管CHF的趋势分析
作者:
Xirui Liu
;
Bao-Wen Yang
;
Yudong Zha
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Critical Heat Flux (CHF);
CHF mechanistic model;
Low pressure low mass flow;
CHF correlation;
16.
Experimental Research on Non-Condensable Gases Effects in Passive Decay Heat Removal System
机译:
被动衰变除热系统中非凝性气体效应的实验研究
作者:
LIU Yang
;
JIA Hai-jun
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Non-Condensable Gas;
IPWR;
PDHR;
Condensation;
Natural Circulation;
17.
PASSIVE DECAY HEAT REMOVAL CAPABILITY OF FIXED BED NUCLEAR REACTOR FUEL CHAMBER
机译:
固定床核反应堆燃料腔室的被动衰变除热能力
作者:
Muhammad Rizaal
;
Koji Okamoto
;
Nejdet Erkan
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Fixed bed nuclear reactor;
fuel chamber;
decay heat;
passive cooling;
18.
HEAT REMOVAL CAPACITY OF HEAT PIPE DESIGN FOR IN-CORE PASSIVE DECAY HEAT REMOVAL SYSTEM
机译:
内无源衰减式热交换系统的热管热交换能力设计
作者:
Kyung Mo Kim
;
In Guk Kim
;
Yeong Shin Jeong
;
In Cheol Bang
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Hybrid heat pipe;
Passive IN-core Cooling system (PINCs);
Annular heat pipe;
Neutron absorber;
19.
MEASUREMENTS OF THE VERTICAL DISTRIBUTION OF THE VOID FRACTION USING X-RAY ATTENUATION FOR DIFFERENT FLOW REGIMES IN A HORIZONTAL PIPE
机译:
X射线衰减测量水平管道中不同流动区域的空隙分数的垂直分布
作者:
L. Rossi
;
R. de Fayard
;
S. Kassab
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Flow regime;
X-ray measurements;
void fraction;
horizontal pipe;
20.
STATUS AND CHALLENGES OF CFD-MODELLING FOR POLY-DISPERSE BUBBLY FLOWS
机译:
多分散气泡流的CFD建模的现状和挑战
作者:
D. Lucas
;
E. Krepper
;
R. Rzehak
;
Y. Liao
;
T. Ma
;
T. Ziegenhein
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
bubbly flow;
CFD;
multi-fluid model;
closure models;
21.
Comparison of MARS-KS to COBRA-TF for models and correlations in pre-CHF regime
机译:
在CHF前治疗方案中将MARS-KS与COBRA-TF进行模型比较和相关性
作者:
Min-Gil Kim
;
Wonwoong Lee
;
Jeong Ik Lee
;
Young Seok Bang
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Two phase flow regime map;
Correlation;
two-phase flow;
two-field model;
three-field model;
22.
REEVALUATION OF STATION BLACKOUT RISK OF OPR-1000 NUCLEAR POWER PLANT APPLYING COMBINED APPROACH OF DETERMINISTIC AND PROBABILISTIC METHOD
机译:
确定性和概率性相结合的方法对OPR-1000核电站停电风险的评估
作者:
Dong Gu Kang
;
Seung-Hoon Ahn
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Station blackout;
Risk reevaluation;
Combined approach of deterministic and probabilistic method;
Offsite power restoration time;
23.
PRELIMINARY DESIGN OF THE I~2S-LWR CONTAINMENT SYSTEM
机译:
I〜2S-LWR遏制系统的初步设计
作者:
Mingjun Wang
;
Annalisa Manera
;
Matthew J. Memmott
;
John C. Lee
;
Suizheng Qiu
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Inherent Safety Integral Reactor;
Containment;
SBLOCA;
Passive cooling system;
24.
AN EXPERIMENTAL STUDY OF AIR-WATER POOL ENTRAINMENT IN HIGH GAS FLUX REGION
机译:
高气体通量地区空气池夹带的实验研究
作者:
Peng Zhang
;
Peipei Chen
;
Wei Li
;
Zhi Di
;
Lei Zhang
;
Xiao Hu
;
Yaheng Zou
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
pool entrainment;
two phase mixture level;
small break LOCA;
25.
NUMERICAL MODELING OF HORIZONTAL ANNULAR FLOWS USING A DROPLET ENTRAINMENT MODEL
机译:
用液滴引入模型数值模拟环空流动。
作者:
T. Hoehne
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
CFD;
horizontal annular flow;
AIAD;
droplet entrainment;
two-phase flow;
26.
CFD BENCHMARK FOR A HEAVY LIQUID METAL FUEL ASSEMBLY
机译:
重金属液体燃料组件的CFD基准
作者:
H.J. Doolaard
;
A. Shams
;
F. Roelofs
;
K. Van Tichelen
;
S. Keijers
;
J. De Ridder
;
J. Degroote
;
J. Vierendeels
;
I. Di Piazza
;
R. Marinari
;
E. Merzari
;
A. Obabko
;
P. Fischer
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
LMFR;
CFD;
wire-wraps;
heavy liquid metal;
MYRRHA;
27.
RELAP5 BWR-4 model development and validation for NPP Muehleberg (KKM)
机译:
RELAP5 BWR-4模型的开发和NPP Muehleberg(KKM)的验证
作者:
P. Mueller
;
K. Nikitin
;
W. van Doesburg
;
D. Hiltbrand
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
RELAP5;
BWR;
validation;
transient;
28.
EFFECTS OF POROUS SUPERHYDROPHILIC SURFACES ON FLOW BOILING CRITICAL HEAT FLUX IN IVR ACCIDENT SCENARIOS
机译:
多孔超亲水表面对IVR事故情景下沸腾临界热通量的影响
作者:
Reza Azizian
;
Thomas McKrell
;
Kresna Atkhen
;
Jacopo Buongiorno
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Critical heat flux;
in-vessel retention;
oxidation;
superhydrophilic;
29.
SIMULATION OF LIVE-L4 WITH ATHLET-CD
机译:
用ATH-CD模拟LIVE-L4
作者:
T. Hollands
;
C. Bals
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Melt pool;
LIVE facility;
severe accident;
ATHLET-CD;
30.
CFD ANALYSIS OF NON-AXIAL FLOW IN FUEL ASSEMBLIES
机译:
燃料组件中非轴流的CFD分析
作者:
U. Bieder
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Fuel assembly;
CFD;
LES;
cross flow;
pressure drop;
31.
EVALUATION OF PASSIVE CONTAINMENT COOLING WITH AN ADVANCED WATER FILM MODEL IN A LUMPED-PARAMETER CODE
机译:
集总代码中高级水膜模型的无源容器冷却评估
作者:
Xi Huang
;
Xu Cheng
;
Walter Klein-Hessling
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
PCCS;
Water film cooling;
Lumped-Parameter code;
COCOSYS;
Liquid film behavior;
32.
OPTIMIZATION METHODOLOGY FOR LARGE SCALE FIN GEOMETRY ON THE STEEL CONTAINMENT OF A PUBLIC ACCEPTABLE SIMPLE SMR (PASS)
机译:
公众可接受的简单SMR(PASS)钢容器中大尺寸鳍几何的优化方法
作者:
Do Yun Kim
;
Hee Cheon NO
;
Ho Sik Kim
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Rectangular plate fin;
Steel containment;
Natural convection;
Overall effectiveness;
Fin optimization methodology;
33.
PROGRESS ON COMPUTATION OF BOILING FLOW IN FUEL ASSEMBLIES WITH NEPTUNE_CFD
机译:
NEPTUNE_CFD在燃料组件沸腾计算中的进展
作者:
C. Baudry
;
N. Merigoux
;
J. Lavieville
;
S. Mimouni
;
M. Guingo
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Two-Phase Flow;
CFD;
Boiling Flow;
Industrial Application;
Fuel bundle;
34.
MODELING OF TWO-PHASE FLOW IN A BWR FUEL ASSEMBLY WITH A HIGHLY-SCALABLE CFD CODE
机译:
高可伸缩CFD代码在BWR燃料组件中的两相流建模
作者:
Adrian Tentner
;
Prasad Vegendla
;
Aleks Obabko
;
Ananias Tomboulides
;
Paul Fischer
;
Oana Marin
;
Elia Merzari
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Two-Phase Flow;
Computational Fluid Dynamics;
Boiling Flow Regimes;
Boiling Water Reactor;
35.
A NOVEL APPROACH FOR TURBULENCE MODELING OF WAVY STRATIFIED TWO-PHASE FLOW
机译:
波浪状两相流湍流建模的新方法
作者:
M. Benz
;
T. Schulenberg
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Stratified two-phase flow;
turbulence;
waves;
wave spectra;
CFD;
36.
VALIDATION OF ANSYS CFX FOR GAS AND LIQUID METAL FLOWS WITH CONJUGATE HEAT TRANSFER WITHIN THE EUROPEAN PROJECT THINS
机译:
欧洲项目薄层内共轭传热的气体和液态金属流ANSYS CFX的验证
作者:
A. Papukchiev
;
S. Buchholz
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Innovative reactors;
ANSYS CFX;
validation;
37.
THE DEVELOPMENT OF SURFACE VORTICES IN STRONGLY ROTATING FLOW IN A CYLINDRICAL VESSEL: NUMERICAL SIMULATION
机译:
圆柱状容器内强旋转流动中表面涡的发展:数值模拟
作者:
F. Bloemeling
;
S. Richter
;
M. Schlueter
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
surface vortices;
necessary submergence;
CFD simulations;
Burgers-Rott model;
surface deformation;
38.
A METHODOLOGY FOR CHARACTERIZING REPRESENTATIVENESS IN POWER PLANT PERFORMANCE INDICATOR MEASUREMENTS WITH CFD SIMULATIONS
机译:
利用CFD仿真表征电厂性能指标测量中代表值的方法
作者:
U. Otgonbaatar
;
E. Baglietto
;
N. Todreas
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
flow rate measurement;
orifice plate;
Large Eddy Simulation;
turbulence;
representativeness uncertainty;
methodology;
39.
SOFTWARE QUALITY ASSURANCE AND VV PROCEDURE DURING THE DEVELOPMENT STAGES OF EDF CFD TOOL CODE_SATURNE: FOCUS ON VERIFICATION TESTS
机译:
EDF CFD工具开发阶段的软件质量保证和V&V程序代码_SATURNE:着眼于验证测试
作者:
J. Fontaine
;
M. Ferrand
;
E. Le Coupanec
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Software Quality Assurance;
VV;
CFD;
Code_Saturne;
MMS;
MES;
40.
ON THE LIQUID METAL HEAT TRANSFER IN ANNULAR CHANNELS: REVIEW, PROPOSAL AND VALIDATION OF EMPIRICAL MODELS
机译:
环形通道中的液态金属传热:经验模型的回顾,提议和验证
作者:
W. Jaeger
;
W. Hering
;
M. Lux
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
41.
VALIDATION OF CATHARE CODE ON THE 3D ROSA-LSTF PRESSURE VESSEL
机译:
在3D ROSA-LSTF压力容器上验证大教堂代码
作者:
S. Carnevali
;
P. Bazin
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
CATHARE;
ROSA-LSTF;
3D;
validation;
pressure vessel;
42.
RECOMMENDATIONS ON TWO-PHASE CRITICAL NON-FLASHING FLOWS CALCULATIONS IN ONE-DIMENSIONAL SYSTEM CODE RELAP5
机译:
一维系统代码RELAP5中两阶段关键非闪烁流计算的建议
作者:
Lukasz Sokolowski
;
Tomasz Kozlowski
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
nuclear safety analysis;
two-phase critical flow;
non-flashing mixtures;
43.
PRELIMINARY RESULTS OF A COMPARATIVE ASSESSMENT OF ATHLET-CD AND MELCOR BY SIMULATING THE EXPERIMENT PHEBUS FPT1
机译:
模拟实验PHEBUS FPT1对运动员CD和MELCOR进行比较评估的初步结果
作者:
Christian Bratfisch
;
Marco K. Koch
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
ATHLET-CD;
MELCOR;
PHEBUS FPT1;
code application validation;
44.
TOWARDS A CONSOLIDATED APPROACH FOR THE VALIDATION OF PLANT SYSTEM CODES AND MODELS: CASE STUDY FOR A BWR FAST DEPRESSURISATION EVENT
机译:
提出一种验证工厂系统代码和模型的综合方法:BWR快速降压事件的案例研究
作者:
A. Epiney
;
S. Canepa
;
O. Zerkak
;
H. Ferroukhi
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
TRACE;
SIMULATE-3K;
thermal-hydraulics;
boiling water reactor;
validation;
45.
EXPERIMENTAL RESULTS FROM A WATER SCALE MODEL FOR THE THERMAL-HYDRAULIC ANALYSIS OF A HLM REACTOR
机译:
HLM反应器热工水力分析的水垢模型实验结果
作者:
Chiara Spaccapaniccia
;
Philippe Planquart
;
Jean-Marie Buchlin
;
Matteo Greco
;
Fabio Mirelli
;
Katrien Van Tichelen
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
MYRRHA;
water modeling;
Richardson number;
PIV;
validation;
46.
TRACKING OF FUEL PARTICLES AFTER PIN FAILURE IN NOMINAL, LOSS-OF-FLOW AND SHUTDOWN CONDITIONS IN THE MYRRHA REACTOR
机译:
在Myrrha反应器中标称,流量损失和关闭条件下销钉失效后的燃料颗粒跟踪
作者:
S. Buckingham
;
P. Planquart
;
K. Van Tichelen
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Fuel dispersion;
MYRRHA reactor;
CFD;
Lagrangian tracking;
47.
PRE-TEST COMPUTATIONAL FLUID DYNAMICS AND SYSTEM THERMAL HYDRAULICS CALCULATIONS OF THE E-SCAPE SCALED LBE POOL FACILITY
机译:
E尺度规模LBE池设施的试验前计算流体动力学和系统热力学计算
作者:
M. Greco
;
F. Mireili
;
S. Keijers
;
K. Van Tichelen
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
E-SCAPE;
MYRRHA;
CFD and System Code Simulations;
Liquid Metals;
Decay heat removal;
48.
MyrrhaFoam: A CFD model for the study of the thermal hydraulic behavior of MYRRHA
机译:
MyrrhaFoam:用于研究MYRRHA的热水力行为的CFD模型
作者:
Lilla Koloszar
;
Sophia Buckingham
;
Steven Keijers
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
computational fluid dynamics;
heat transfer;
liquid metals;
fast reactors;
49.
DEVELOPMENT OF A MECHANISTIC CRITICAL HEAT FLUX CORRELATION
机译:
力学临界热通量相关性的发展
作者:
Jeffrey Luitjens
;
Qiao Wu
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
critical heat flux;
CHF;
DNBR;
two-phase;
boiling;
50.
NATURAL CONVECTION DRIVEN HEAT TRANSFER IN FLUIDS WITH STRONGLY VARIABLE PROPERTIES: A PARTICLE IMAGE VELOCIMETRY STUDY
机译:
具有强变化特性的流体中自然对流驱动的传热:颗粒图像测速研究
作者:
V. Valori
;
G.E. Elsinga
;
M. Rohde
;
M.J. Tummers
;
J. Westerweel
;
T.H.J.J. van der Hagen
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Rayleigh-Benard convection;
Non-Boussinesq conditions;
Particle Image Velocimetry;
supercritical fluids;
51.
DIRECT NUMERICAL SIMULATION OF FLUID FLOW AT SUPERCRITICAL PRESSURE IN A VERTICAL CHANNEL
机译:
垂直通道中超临界流体流动的直接数值模拟
作者:
W. Wang
;
S. He
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Fully developed channel flow;
turbulent heat transfer at supercritical pressure;
buoyancy effects;
direct numerical simulation;
52.
BWR-4 LOCA MODELING WITH RELAP5
机译:
具有RELAP5的BWR-4 LOCA建模
作者:
K. Nikitin
;
P. Mueller
;
J. Martin
;
W. van Doesburg
;
D. Hiltbrand
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
BWR-4;
LOCA;
RELAP5;
cladding temperature;
CCFL;
53.
KKM TRACG LOCA
机译:
KKM TRACG LOCA
作者:
Samuel Lafountain
;
Baris Sarikaya
;
Jordan Hagaman
;
Phil Sharpe
;
Dan Pappone
;
Kurshad Muftuoglu
;
Willem van Doesburg
;
Konstantin Nikitin
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
TRACG LOCA;
KKM;
best estimate;
MAPLHGR;
PCT;
54.
Ocean-based Passive Decay Heat Removal in the Offshore Floating Nuclear Plant (OFNP)
机译:
海洋浮式核电站中的海洋被动衰变热去除
作者:
J. Zhang
;
J. Buongiorno
;
M. Golay
;
N. Todreas
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Offshore Floating Nuclear Plant (OFNP);
direct reactor auxiliary cooling system (DRACS);
core makeup tank (CMT);
ultimate heat exchanger;
natural circulation;
55.
STUDY OF SAFETY AND INTERNATIONAL DEVELOPMENT OF SMALL MODULAR REACTORS (SMR)
机译:
小型模块反应器(SMR)的安全性和国际发展研究
作者:
S. Buchholz
;
A.-K. Krussenberg
;
A. Schaffrath
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
SMR;
Small Modular Reactors;
Small and Medium-Sized Reactors;
Passive Safety Features;
56.
COMPACT STEAM GENERATOR FOR NUCLEAR APPLICATION
机译:
用于核应用的紧凑型蒸汽发生器
作者:
G. Haratyk
;
K. Shirvan
;
M. S. Kazimi
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
compact steam generator;
diffusion bonded heat exchanger;
boiling;
heat exchanger;
57.
NON-PARAMETRIC ORDER STATISTICS: PROVIDING ASSURANCE OF NUCLEAR SAFETY
机译:
非参数顺序统计:提供核安全保证
作者:
M.A. Shockling
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Best-estimate;
LOCA;
10 CFR 50.46;
statistics;
58.
10 CFR 50.46c Rulemaking: A Novel Approach in Restating the LOCA Problem for PWRs
机译:
10 CFR 50.46c规则制定:为压水堆减轻LOCA问题的新方法
作者:
Cesare Frepoli
;
Joseph P. Yurko
;
Ronaldo H. Szilard
;
Curtis L. Smith
;
Robert Youngblood
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
10 CFR 50.46;
LOCA;
RISMC;
RIMM;
59.
SAMPLING VARIANCE AND BIAS OF WILKS' CONSERVATIVE ESTIMATE OF CONFIDENCE INTERVALS
机译:
威尔克斯保守性区间保守估计的抽样方差和偏差
作者:
J.P. Hessling
;
P. Hedberg
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Wilks;
confidence;
uncertainty;
sampling;
model;
60.
ENHANCEMENTS IN MAAP5.03+ MCCI AND CORIUM COOLABILITY MODELS AND BENCHMARKS AGAINST OECD CCI TESTS
机译:
针对OECD CCI测试的MAAP5.03 + MCCI和Corium兼容性模型和基准的增强
作者:
Quan Zhou
;
Chan Y. Paik
;
Paul B. McMinn
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
MCCI;
CCI Test;
MAAP5;
Coolability;
Benchmark;
61.
THERMAL EFFECTS OF MATERIAL DISCONTINUTIES AND OXIDATION ON GRAPHITE MATRIX IN HTGRs
机译:
高温气冷堆中材料间断和石墨基体的氧化的热效应
作者:
Dan Gould
;
Hanwen Liu
;
Hitesh Bindra
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
HTGRs;
Air ingress;
emissivity;
Gap conductivity;
62.
LUMPED PARAMETER MODELING FOR MIXING AND STRATIFICATION IN A BWR MARK I PRESSURE SUPPRESSION POOL
机译:
BWR标记I压力抑制池中混合和分层的集总参数建模
作者:
O. E. Ozdemir
;
T. L. George
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
GOTHIC;
BWR;
Suppression Pool;
Mixing;
Stratification;
63.
SYNTHESIS OF THE OECD/NEA-PSI CFD BENCHMARK EXERCISE
机译:
OECD / NEA-PSI CFD基准运动的综合
作者:
M. Andreani
;
A. Badillo
;
R. Kapulla
;
B. Smith
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Containment;
stratification erosion;
buoyant jet;
benchmark;
OECD/NEA;
64.
Experimental Investigation of the High Performance Steam Injector Operation
机译:
高性能蒸汽喷射器运行的实验研究
作者:
Shuichiro Miwa
;
Yuto Takeya
;
Hiroto Endo
;
Michitsugu Mori
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Steam Injector;
Jet Pump;
Gas-Liquid Two-phase Flow;
Direct Contact Condensation;
Passive Core Injection System;
65.
ASSESSMENT STUDY OF RELAP5/SCDAP CAPABILITY TO REPRODUCE LIQUID METAL TALL FACILITY THERMAL HYDRAULIC BEHAVIOUR
机译:
RELAP5 / SCDAP降低液态金属高层设备热工液压性能的能力评估研究
作者:
F. Fiori
;
Z. W. Zhou
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
TALL;
RELAP5/SCDAP assessment;
LBE simulation;
66.
TRACG Application on BWR/2 LOCA
机译:
TRACG在BWR / 2 LOCA上的应用
作者:
G. Li
;
L. Klebanov
;
P. Sharpe
;
K. Muftuoglu
;
C. Heck
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
TRACG LOCA;
BWR/2;
best estimate;
PCT;
Condensation;
Air Infiltration;
67.
CAPABILITY OF ASTEC V2.1 TO SIMULATE A SEVERE ACCIDENT IN A NUCLEAR POWER PLANT - APPLICATION TO A TMI-2-LIKE ACCIDENT SCENARIO
机译:
ASTEC V2.1能够模拟核电站中的严重事故-在TMI-2-Like事故情景中的应用
作者:
P. Drai
;
P. Chatelard
;
L. Laborde
;
L. Piar
;
F. Fichot
;
G.Brrllant
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
ASTEC;
core degradation;
core thermal-hydraulics;
reflooding;
late phase modeling;
TMI-2;
68.
VERIFICATION, VALIDATION AND APPLICATION OF NEPTUNE_CFD TO TWO-PHASE PRESSURIZED THERMAL SHOCKS
机译:
NEPTUNE_CFD在两相热冲击中的验证,验证和应用
作者:
N. Merigoux
;
J. Lavieville
;
S. Mimouni
;
M. Guingo
;
C. Baudry
;
S. Bellet
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Pressurized Thermal Shock;
Two-Phase Flow;
CFD;
Verification Validation;
Industrial Application;
69.
FLUID-STRUCTURE INTERACTION IN A WIRE-WRAPPED ROD BUNDLE COOLED WITH SUPERCRITICAL WATER
机译:
超临界水包裹电线束的冷却液中的流固耦合
作者:
D.C. Visser
;
A. Shams
;
V. Bhimanadam
会议名称:
《International topical meeting on nuclear reactor thermal hydraulics》
|
2015年
关键词:
Supercritical Water Reactor;
heat transfer;
FSI;
rod bundle;
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