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Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety

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1.Analysis of liquid-metal boiling under the natural circulation condition

机译：自然循环条件下液态金属沸腾分析
- 作者：F. Kasahara;H. Ninokata;A.P. Sorokin;G.P. Bogoslovskaya
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
2.DEVELOPMENT OF ADVANCED COMPUTER CODE CANAC3-3D FOR NEXT GENERATION PWR (PART2)

机译：开发下一代PWR的高级计算机代码CANAC3-3D（第2部分）
- 作者：T. Suzuta;T. Ueno;K. Katsuragi;S.Arita
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
3.DEVELOPMENT OF THE ULTRASONIC METHOD FOR THE TWO-PHASE MIXTURE LEVEL MEASUREMENT

机译：两相混合水平测量超声波方法的开发
- 作者：Dong Won Lee;Hee Cheon NO;Chul Wha Song;Moon Ki Jeong
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
4.DIRECT VESSEL INJECTION BYPASS FLOW: EXPERIMENT AND ANALYSIS

机译：直接船舶注射旁路流量：实验和分析
- 作者：Sang Hyuk Yoon;Jeong Ju Kim;Jin Hyuk Kim;Kune Y. Suh
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
5.HYDRODYNAMIC STRUCTURE OF LIQUID FILM FLOWS IN A SIMULATED BWR FUEL ASSEMBLY

机译：模拟BWR燃料组件中液体膜流动的流体动力学结构
- 作者：K. Noriyasu;K. Kumagai;Y. Tsuji;T. Kunugi;A. Serizawa
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
6.NEW CORRELATION FOR DROPLET FLOW RATE IN FULLY-DEVELOPED ANNULAR-DISPERSED FLOW

机译：完全开发的环形分散流动液滴流速的新相关性
- 作者：T. Okawa;I. Kataoka
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
7.DIRECT NUMERICAL SIMULATION OF TURBULENT MAGNETOHYDRODYNAMIC FLOWS IN AN OPEN-CHANNEL

机译：开放式通道中湍流磁力流体动力学流动的直接数值模拟
- 作者：Y. Yamamoto;T. Kunugi;A. Serizawa
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
8.LDV MEASUREMENT OF REYNOLDS STRESSES IN GAS-LIQUID TWO-PHASE BUBBLY FLOW IN A VERTICAL PIPE

机译：LDV测量Reynolds在垂直管道中的气液两相泡泡中的压力
- 作者：S. Hosokawa;K. Takesaka;A. Tomiyama;Y. Kondo
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
9.PREDICTION OF SYSTEM BEHAVIORS UNDER REFLUX CONDENSATION IN STEAM GENERATOR U-TUBES USING THE BETHSY EXPERIMENT AND THE MARS1.4 CODE

机译：使用贝丝实验和MARS1.4码蒸汽发生器U形管回流冷凝系统行为预测
- 作者：Kyoo-Hwan Bae;Young-Jong Chung;Hee-Cheol Kim
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
10.Direct-Contact Condensation Models of Steam and a Steam/Air Mixture in RELAP5/MOD3.2 for Horizontally Stratified Subcooled Flow

机译：RETAP5 / MOD3.2中的蒸汽和蒸汽/空气混合物的直接接触冷凝型号，用于水平分层过冷流量
- 作者：Ki Yong CHOI;Tae Soon KWON;Hee Cheon NO
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
11.A Methodology for Assessment of External Vessel Cooling During Severe Accidents in PWRs

机译：评估PWR严重事故中外血管冷却的方法
- 作者：Jae Hong Park;Won-Pil Back;Yong Hoon Jeong;Soon Heung Chang
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
12.ANALYSIS OF A LARGE-BREAK LOCA AT LOWER OPERATIONAL MODES

机译：较低操作模式下大型突破性基因座分析
- 作者：H. Y. Jeong;H. Y. Jun;K. Lee
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
13.BENCHMARK ANALYSIS OF RAPID BORON DILUTION TRANSIENT BY THE PLASHY/IMPACT CODE

机译：基准分析快速/冲击码快速硼稀释瞬态
- 作者：T. Morii;H. Terasaka;E. Hirano
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
14.PARTICLE METHOD FOR COMPLEX THERMAL-HYDRAULIC PHENOMENA IN SEVERE ACCIDENTS

机译：严重事故中复杂热液压现象的颗粒方法
- 作者：S. Koshizuka;Y. Oka
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
15.TOWARDS UNIFICATION OF CRITICAL HEAT FLUX PREDICTION MODELS FOR FLOW BOILING BASED ON THE LIQUID FILM DRYOUT MECHANISM

机译：基于液体薄膜干燥机构统一流动沸腾临界热通量预测模型的统一
- 作者：Hong-Chae Kim;Won-Pil Baek;Soon Heung Chang
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
16.DROPLET BEHAVIOR ANALYSIS IN CONSIDERATION OF DROPLET ENTRAINMENT FROM LIQUID FILM IN ANNULAR DISPERSED FLOW

机译：液滴行为分析考虑环形分散流动液体膜的液滴夹带
- 作者：Keizo MATSUURA;Hiroshi Otake;Isao Kataoka;Akimi Serizawa
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
17.SIMPLIFIED FEEDWATER HEATER SYSTEM BY MULTI-STAGE STEAM INJECTORS

机译：多级蒸汽喷射器简化的进给水加热器系统
- 作者：S. Ohmori;T. Narabayashi;M. Mori;M. Nakamaru;Y. Asanuma;T. Kato
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
18.ASSESSMENT OF EX-VESSEL STEAM EXPLOSION ENERGY USING TEXAS-V

机译：使用Texas-V评估前血管蒸汽爆炸能量
- 作者：H. NISHIURA;K. YONEBAYASHI;T.SHIBATA;K.MURAKAMI;H.MATSUO;K.GOUDA;M. OKAMOTO;M. YAMAGISHI;K. HAYASHI
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
19.FEASIBILITY STUDY ON EMERGENCY PASSIVE HABITABILITY SYSTEMS OF SPWR

机译：SPWR紧急被动居住性系统的可行性研究
- 作者：H. Obata;H. Tabata;M. Urakami;T. Naito
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
20.NUMERICAL EVALUATION OF THE FIVE SENSOR PROBE METHOD FOR MEASUREMENT OF LOCAL INTERFACIAL AREA CONCENTRATION OF CAP BUBBLES

机译：五种传感器探头测量封面泡沫局部界面浓度的数值评价
- 作者：D.J. Euh;B.J. Yun;C.H. Song;T.S. Kwon;M.K. Chung;U.C. Lee
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
21.A Mechanistic Model on Rewetting Temperature Based on Droplet Impingement

机译：基于液滴冲击的重载温度机制模型
- 作者：Y. Guo;K. Mishima
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
22.MODELS AND VERIFICATION STUDY ON FISSION PRODUCT RELEASE AND TRANSPORT ANALYSIS MODULES IN SAMPSON FOR THE IMPACT PROJECT

机译：桑普森裂变产品释放及运输分析模块的影响项目的模型及验证研究
- 作者：N. Satoh;H. Ujita;K. Sato;H. Karasawa
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
23.Pre-test Predictions with the Analysis Program for the Debris Coolability in Lower Plenum

机译：利用分析程序预测，下列腺下载下的碎片冷却性
- 作者：Satoshi MIURA;Yuusaku YAMADA
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
24.OFF-TAKE EXPERIMENT AT T-JUNCTION OF SURGE LINE WITH UPWARD BRANCH IN HORIZONTAL LEG

机译：在水平腿上向上分支的喘振线的T-Chronit of the off
- 作者：Young Min MOON;Hee Cheon NO;Sang Jun Ha
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
25.AN EXPERIMENTAL STUDY OF THE SWIRL VANE EFFECT ON CRITICAL HEAT FLUX IN LOW QULAITY CONDITIONS

机译：旋流叶片对低质量条件下临界热通量影响的实验研究
- 作者：T.H. Chun;S.D. Hong;W.K. In;D.S. Oh;S.K. Yang
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
26.EXPERIMENTAL STUDIES ON THE EFFECT OF LIQUID FILM TO GAS-PHASE TURBULENCE MODIFICATION IN TWO-PHASE ANNULAR FLOW

机译：液膜液膜与两相环流湍流改性效果的实验研究
- 作者：K.Yoshida;S.Arai;T.Matsumoto;T.Okawa;I.Kataoka
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
27.APPLICATION OF EIT FOR IMAGE RECONSTRUCTION IN TWO PHASE FLOW PROBLEMS

机译：EIT在两个相流问题中进行图像重建的应用
- 作者：M. C. Kim;K. Y. Kim;S. Kim;W. G. Chun
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
28.ANALYSIS OF LOSS OF RESIDUAL HEAT REMOVAL(RHR) EVENT DURING MID-LOOP OPERATION

机译：中环操作期间剩余散热（RHR）事件丢失分析
- 作者：Yun Il Kim;Young Seok Bang;Kwang Won Seol
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
29.Physical Modeling of the SMART Major Components

机译：智能主要组件的物理建模
- 作者：Juhyeon Yoon;Doo Jeong Lee;Han-Ok Kang;Norman S. Yee
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
30.DRYOUT UNDER FLOW OSCILLATION IN A BOILING CHANNEL AT LOW MASS FLUX AND PRESSURE

机译：在低质量通量和压力下在沸腾通道中的流动振荡进行干扰
- 作者：M. Ozawa;H. Umekawa;K.Mishima;T. Hibiki;Y. Saito
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
31.DEVELOPMENT OF MARS FOR MULTI-DIMENSIONAL AND MULTI-PURPOSE THERMAL-HYDRAULIC SYSTEM ANALYSIS

机译：多维和多用途热液压系统分析MARS的开发
- 作者：Won-Jae Lee;Bub-Dong Chung;Kyung-Doo Kim;Moon-Kyu Hwang;Jae-Jun Jeong;Kwi-Seok Ha;Han-Gyu Joo
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
32.THE EFFECT OF DISSOLVED GAS ON BOILING INCIPIENCE AND SUBCOOLED BOILING HEAT TRANSFER

机译：溶解气对沸腾兴奋气和过冷沸腾热传递的影响
- 作者：J. K. Suh;U. C. Lee;G. C. Park
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
33.EXPERIMENTAL STUDY ON THE DRIVING MECHANISM OF GEYSERING The coalescence mechanism of Slug bubbles

机译：壁炉间隙泡沫结束机构的驱动机理的试验研究
- 作者：T.Takemoto;M. Aritomil;M. Matsuzakil;A. Bunyajitradulya
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
34.LEAKAGE FROM CVCS PIPE OF REGENERATIVE HEAT EXCHANGER INDUCED BY HIGH-CYCLE THERMAL FATIGUE AT TSURUGA NUCLEAR POWER STATION UNIT 2

机译：在丘疹核电站单元2的高循环热疲劳引起的再生热交换器CVCS管道泄漏
- 作者：T. Sugano;T. Sakai;T. Ueno;Y. Kutomi
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
35.Boiling Heat Transfer at Liquid-Liquid Interface between Water and Molten Metal

机译：水和熔融金属液液界面处的沸腾热传递
- 作者：Y. Saito;T. Tanaka;K. Mishima
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
36.Analysis of Experiments for In-Tube Steam Condensation with Noncondensable Gas at Low Pressure Using the RELAP5/MOD3.2 Code Modified with a Non-Iterative Condensation Model

机译：用relap5 / mod3.2代码用非迭代冷凝模型改变低压下脱脂气体管蒸汽冷凝实验
- 作者：Hyun Sik PARK;Tae Soon KWON;Hee Cheon NO;Young Seok BANG
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
37.CALCULATION OF TWO-PHASE FLOW REDISTRIBUTION DUE TO VOID DRIFT IN TWO-INTERCONNECTED SUBCHANNELS BY A TWO-FLUID MODEL

机译：通过双流体模型计算两相互连子信道中的空隙漂移的两相流再分配
- 作者：Akimaro KAWAHARA;Michio SADATOMI;Keisuke IWAMOTO
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
38.INTERFACIAL CONDENSATION FOR COUNTERCURRENT STEAM-WATER STRATIFIED SMOOTH/WAVY FLOW IN A HORIZONTAL PIPE

机译：逆流蒸汽水分层光滑/波状流动的界面凝结
- 作者：In-Cheol Chu;Kyung-Won Lee;Seon-Oh Yu;Moon-Hyun Chun
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
39.Single U-Tube Testing and RELAP5 Code Analysis of PCCS with Horizontal Heat Exchanger

机译：用水平换热器的PCCS的单u-uT管测试和RELAP5码分析
- 作者：Hideo NAKAMURA;Masaya KONDO;Hideaki ASAKA;Yoshinari ANODA;Hiroaki TABATA;Hiroyuki OBATA
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
40.CRITICAL HEAT FLUX IN INTERNALLY HEATED ANNULUS WITH NON-UNIFORM AXIAL HEAT FLUX DISTRIBUTION UNDER LOW FLOW CONDITIONS

机译：在低流量条件下具有非均匀轴向热通量分布的内部加热环中的临界热通量
- 作者：S. Y. Chun;S. K. Moon;S. D. Hong;S. K. Yang;M. K. Chung
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
41.QUANTITATIVE VISUALIZATION OF THE CHEMICAL REACTING JET

机译：化学反应射流的定量可视化
- 作者：K. Okamoto;Y. Arata;T. Sasaki;H. Madarame
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
42.Development of a Sensor for Two-phase Flow Measurement Using Impedance Method

机译：使用阻抗方法开发用于两相流量测量的传感器
- 作者：H.C. Yang;M.H. Kim;C.H. Song;M.K. Jung
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
43.2001 Replacement Plan of Main Component For Genkai Nuclear Power Plant unit 1 and 2

机译：2001年核电站主组件的更换计划1和2
- 作者：T. Shono
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
44.Scaling for Hot Leg Break LBLOCA during Post Blowdown in the View of Mass and Energy Release

机译：在质量和能量释放的区域后，热腿的缩放在破裂后打破卢卡
- 作者：Soon Joon Hong;Jae Hak. Kim;Goon Cherl Park
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
45.EXPERIMENTAL INVESTIGATIONS ON TWO-PHASE NATURAL CIRCULATION IN A CLOSED RECTANGULAR LOOP

机译：封闭矩形环中两相自然循环的实验研究
- 作者：NAVEEN KUMAR;A. K. NAYAK;P. K. VIJAYAN;D. SAHA
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
46.APPLICATION OF POROUS MEDIA TO HIGH HEAT FLUX REMOVAL OF PLASMA FACING COMPONENTS OF FUSION REACTOR

机译：多孔介质在熔融反应器的等离子体面向等离子体中的应用
- 作者：S. Ebara;S. Toda;H. Hashizume
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
47.An Experimental Study for the Interfacial Shear Stress of near Vertical Air-Water Separated Flow on Evaporation

机译：近垂直空气分离流动对蒸发近垂直剪切应力的实验研究
- 作者：H.Kwon;G.C. Park
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
48.FEASIBILITY STUDY OF BWR-TYPE REDUCED-MODERATION WATER REACTOR CORE DESIGN IN THERMAL-HYDRAULIC VIEW POINT

机译：热液视点BWR型减量水反应器芯设计的可行性研究
- 作者：Fumimasa ARAYA;Masatoshi KURETA;Hajime AKIMOTO
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
49.FORCED CONVECTION FILM BOILING HEAT TRANSFER ON SPHERES

机译：强制对流膜沸腾的传热在球体上
- 作者：K H. Bang;J. M. Kim;S. S. Kim;D. H. Kim
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
50.DEVELOPMENT OF FLOW RATE MEASUREMENTS USING ULTRASONIC DOPPLER METHOD

机译：使用超声多普勒方法开发流量测量
- 作者：Hiroshige KIKURA;Masanori Aritomi;Yasushi TAKEDA;Michitsugu Mori
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
51.Probabilistic Safety Analysis of Fire at Hamaoka Nuclear Power Station

机译：Hamaoka核电站火灾的概率安全分析
- 作者：Kazuyuki MATSUMOTO;Senji KATO;Masahiko FUJII
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
52.Predictive Models for Gap and Ex-Vessel Cooling in the Debris Coolability Analysis Module of SAMPSON for the IMPACT Project

机译：SAMPSON杂志冷却性分析模块的差距和船舶冷却预测模型，为冲击工程
- 作者：Hiroshi UJITA;Masataka HIDAKA
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
53.Application of Symplectic Integrator to Numerical Fluid Analysis

机译：辛集成剂在数值流体分析中的应用
- 作者：TANAKA Nobuatsu
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
54.Study on the Main Control Room Design for Hamaoka Unit No.5

机译：Hamaoka单位主控室设计研究5号
- 作者：Tadakazu TSURUTA;Minoru SAKAMOTO;Tohru MARUYAMA;Tadashi SAITO
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
55.BEHAVIOR OF A LIGHTER FLUID INTRUSION INTO A FLOWING HEAVIER FLUID IN SIMULATING REACTOR HORIZONTAL LEG

机译：较轻流体侵入到模拟反应器水平腿中流动较重流体中的行为
- 作者：SIBAMOTO Y.;KUKITA Y.;YONOMOTO T.;ANODA Y.
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
56.FLOW INDUCED VIBRATION MOCK-UP TEST FOR HEAT EXCHANGER TUBES OF PWR STEAM GENERATOR

机译：PWR蒸汽发生器热交换器管的流动诱导振动模拟试验
- 作者：T. Iwase;M. Takai;S. Uwagawa;T. Nakamura;K. Hirota;T. Suzuta
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
57.A STUDY ON FLOW BEHAVIOR OF GAS-LIQUID TWO-PHASE SLUG FLOW IN MICROCHANNEL

机译：微通道中气液两相粘液流动的流动性能研究
- 作者：I. Kataoka;N. Miyamoto;T. Kuramoto;T. Matsumoto;T. Ohkawa;K. Yoshida
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
58.DISRUPTIVE CORE RELOCATION ANALYSIS OF PHEBUS/FPT0 TEST WITH SAMPSON CODE

机译：桑普森代码的Phebus / FPT0测试中的破坏性核心重定位分析
- 作者：N. Shirakawa;H. Hone;K. Nakahara;K. Katsuragi;T. Morii;H. Ujita
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
59.ANALYSIS OF VOID FRACTION AND TURBULENCE STRUCTURE IN BOILING TWO-PHASE FLOW IN VARIOUS CHANNEL GEOMETRY

机译：在各种沟道几何形状中沸腾两相流中的空隙分数和湍流结构分析
- 作者：I. Kataoka;M. Muta;S.Y. Kim;K. Yoshida;T. Matsumoto;T. Ohkawa
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
60.CFD APPLICATION TO THE OPTIMAL DESIGN OF FLOW MIXING DEVICES IN A NUCLEAR FUEL ASSEMBLY

机译：CFD应用于核燃料组件中流动混合装置的最优设计
- 作者：Wang Kee In;Dong Seok Oh;Tae Hyun Chun;Yeon Ho Jung
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
61.ANALYTICAL INVESTIGATION OF EFFECT OF FUEL COMPOSITION ON THE PREMIXING PHASE OF A STEAM EXPLOSION

机译：燃料组合物对蒸汽爆炸预混合阶段影响的分析研究
- 作者：K. Vierow
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
62.DIRECT VESSEL INJECTION IMPINGEMENT FLOW: EXPERIMENT AND ANALYSIS

机译：直接船舶注射冲击流程：实验和分析
- 作者：Yun-Kang Park;Sang-Hyuk Yoon;Kune Y. Suh
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
63.PRE-TEST ANALYSIS FOR THE KNGR LBLOCA DVI PERFORMANCE TEST USING A BEST ESTIMATE CODE MARS

机译：使用最佳估计代码火星的Kngr Lbloca DVI性能测试进行预测试分析
- 作者：Kyoo H. Bae;Tae S. Kwon;Young J. Chung;Won J. Lee;Hee C. Kim;Yoon Y. Bae
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
64.NUMERICAL SIMULATION OF NUCLEATE BOILING AND HEAT TRANSFER USING MPS-MAFL

机译：使用MPS-MAFL核沸腾和传热的数值模拟
- 作者：HAN YOUNG YOON;SEIICHI KOSHIZUKA;YOSHIAKI OKA;HEE CHEOL KIM
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
65.Transient Boiling and Void Formation during Postulated Reactivity-Initiated Accident in BWR: Experimental Simulation

机译：BWR中假设反应性发生期间的瞬态沸腾和空隙形成：实验模拟
- 作者：Tomohito Yamada;Fumiyoshi Kato;Hideaki Asaka;Yutaka Kukita
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
66.OVERVIEW AND PROSPECTS FOR NUCLEAR POWER GENERATION IN JAPAN

机译：日本核电发电的概述与展望
- 作者：S. FUKUNAGA
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
67.STUDY ON IN-VESSEL RETENTION PHENOMENA

机译：血管内保留现象的研究
- 作者：Fukashi WATANABE;Ken-ichi SATO;Ryoichi HAMAZAKI
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
68.A FEASIBILITY STUDY ON CORE COOLING OF REDUCED-MODERATION PWR

机译：减少调节PWR核心冷却的可行性研究
- 作者：H. Yoshida;A. Ohnuki;H. Akimoto
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
69.APPLICATION OF 3D TWO-WAY BUBBLE TRACKING METHOD TO BUBBLE FLOWS IN A VERTICAL PIPE

机译：3D双向泡沫跟踪方法在垂直管道中泡沫流动的应用
- 作者：Y. Makino;A. Tomiyama
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
70.EXPERIMENTAL STUDY ON CHARACTERISTICS OF DYNAMIC PRESSURE IN DIRECT CONDENSATION OF STEAM AND WATER : DURING STEADY STEAM DISCHARGING AND AIR CLEARING PERIOD

机译：蒸汽和水直接凝结动力压力特性的实验研究：稳定蒸汽排放和空气清除时期
- 作者：Seok CHO;Hyung-Jun CHUNG;Sun-Kyu YANG;Moon-Ki CHUNG
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
71.EVALUATION OF A THEORETICALLY BASED CHF CORRECTION MODEL FOR NON-UNIFORM AXIAL POWER SHAPES

机译：基于理论上基于CHF校正模型的非均匀轴向动力形状的评价
- 作者：Dae-Hyun Hwang;Sung-Quun Zee;Moon-Hee Chang
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
72.EXPERIMENTAL STUDY ON REFLOODING IN ADVANCED TIGHT LATTICE PWR

机译：先进紧密格子PWR射击的实验研究
- 作者：K. Hori;J. Kodama;T. Teramae
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
73.CURRENT STATUS AND FUTURE PROSPECTS FOR THERMAL-HYDRAULICS AND SAFETY RESEARCH

机译：热液压和安全研究的现状和未来前景
- 作者：Goon-Cherl Park
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
74.NUMERICAL SIMULATION OF DROPLET ATOMIZATION BY 3-DIMENSIONAL LATTICE GAS AUTOMATA METHOD

机译：三维晶格自动机方法液滴雾化的数值模拟
- 作者：Y.Matsukuma;Y. Abe;D.Tochio;M.Minemoto
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
75.Best-Estimate Analysis of Multiple Steam Generator Tube Rupture Event for KNGR

机译：KNGR多蒸汽发生器管破裂事件的最佳估算分析
- 作者：Seok Jeong Park;Cheol Woo Kim;Chul Jin Choi;Jong Tae Seo
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
76.CURRENT STATUS AND APPLICATION OF SIMMER-Ⅲ, AN ADVANCED COMPUTER PROGRAM FOR LMFR SAFETY ANALYSIS

机译：Simmer-Ⅲ的当前状态和应用，LMFR安全分析的先进计算机程序
- 作者：Y. Tobita;Sa. Kondo;H. Yamano;S. Fujita;K. Morita;W. Maschek;J. Louvet;P. Coste;S. Pigny
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
77.NUMERICAL INVESTIGATION OF MULTI-DIMENSIONAL CHARACTERISTICS IN SODIUM COMBUSTION

机译：钠燃烧中多维特征的数值研究
- 作者：T.Takata;A.Yamaguchi;I.Maekawa
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
78.ANALYTICAL AND EXPERIMENTAL STUDIES OF TWO PHASE FLOWS IN 2-D RECTANGULAR BOX WITH OBSTACLES INSERTED

机译：2-D矩形箱中两相流量的分析与实验研究，插入障碍物
- 作者：T. Matsumoto;N. Kamesako;T. Seki;A. Uchibori;R. Akasaka;N. Fujimoto;K. Nakagawa;K. Morita;K. Fukuda
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
79.A LINEAR MODEL TO STUDY THE OUT-OF-PHASE INSTABILITY IN THE BOILING CHANNELS OF THE ADVANCED HEAVY WATER REACTOR

机译：用于研究先进重水反应器沸光稳定通道的逐相稳定性的线性模型
- 作者：A.K. NAYAK;P.K. VIJAYAN;M. ARITOMI;D. SAHA;V. VENKAT RAJ
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
80.A PHOTOGRAPHIC STUDY ON THE NEAR-WALL BUBBLE BEHAVIOR IN SUBCOOLED FLOW BOILING

机译：沸腾流沸腾近壁泡行为的摄影研究
- 作者：I.C. Bang;W. P. Back;S. H. Chang
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
81.SIMULATION OF RISING BUBBLES AND MEASUREMENT OF INTERFACIAL AREA

机译：上升泡沫和界面测量的模拟
- 作者：Tadashi Watanabe;Kenichi Ebihara
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
82.FEASIBILITY STUDY ON IMPINGING JET HEAT TRANSFER OF DENSE GAS-SOLID SUSPENSION MEDIA FOR HIGH POWER DENSITY DEVISES

机译：用于高功率密度设计的致密气固悬浮介质喷射热传递的可行性研究
- 作者：T. Yokomine;A. Shimizu;A. Saito;K. Higa
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
83.MECHANISTIC MODELING OF ANNULAR FILM DRYOUT IN ANNULUS GEOMETRY IN MARS CODE

机译：MARS编码环形几何中环形薄膜干涸的机械模型
- 作者：Ji-Han Chun;Won-Jae Lee;Un-Chul Lee
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
84.CALCULATION OF THERMAL-HYDRAULIC BEHAVIOR OF HORIZONTAL HEAT EXCHANGER WITH PARALLEL TUBES

机译：用平行管的水平热交换器热液压行为的计算
- 作者：M. KONDO;E. OHTANI;H. NAKAMURA;H. ASAKA;Y. ANODA
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
85.IMPROVEMENT OF SLUDGE REMOVAL PERFORMANCE FOR THE SLUDGE PILE AREA OF STEAM GENERATORS

机译：蒸汽发生器污泥桩面积的污泥去除性能提高
- 作者：A. Tanahashi;H. Fujiwara;F. Nakao
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
86.A LINEAR STABILITY ANALYSIS OF A VAPOR FILM IN TERMS OF THE TRIGGERING OF VAPOR EXPLOSIONS

机译：蒸汽爆炸触发中蒸汽膜的线性稳定性分析
- 作者：Masahiro Furuya;Izumi Kinoshita;Kunihito Matsumura
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
87.THREE-DIMENSIONAL NUMERICAL ANALYSIS OF TURBULENT FLOW IN CURVED PIPING SYSTEMS SUSCEPTIBLE TO FLOW-ACCELERATED CORROSION

机译：弯曲管道系统易腐蚀腐蚀的湍流三维数值分析
- 作者：Jong Chull Jo;Yun Il Kim;Won Ky Shin
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
88.Present Status of Thermal Hydraulic Research in Severe Accident of Light Water Reactors in Japan

机译：日本光水反应器严重事故热液压研究现状
- 作者：Hideki Nariai;Hideo Nagasaka
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
89.A COMPUTER CODE SPHINCS FOR SODIUM FIRE SAFETY EVALUATION

机译：用于钠消防安全评估的计算机代码SPHINC
- 作者：Akira Yamaguchi
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
90.A CATALYTIC RECOMBINER PERFORMANCE ANALYSIS CONSIDERING FLUID DYNAMICS IN A CONTAINMENT

机译：考虑到遏制中的流体动力学的催化重组性能分析
- 作者：Mika Tahara;Hirohide Oikawa;Kenji Arai
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
91.A STUDY ON AN ULTRASONIC THERMOMETRY SYSTEM FOR MEASURING VERY HIGH TEMPERATURES IN SEVERE ACCIDENT EXPERIMENTS

机译：超声波温度系统测量严重事故实验中非常高温的超声波温度系统研究
- 作者：K. M. Koo;C. M. Sim;J. H. Kim;S. B. Kim;H. D. Kim
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
92.STUDY OF PLUTONIUM MULTI-RECYCLE IN HIGH MODERATION LWR CORES

机译：高适度LWR核心钚多回收研究
- 作者：Yutaka Iwata;Toru Yamanioto;Masao Ueji;Koki Hibi;Motoo Aoyama;Koichi Sakurada
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
93.Analysis of the Transient Heat Conduction Effect on Gas Generation during MCCI

机译：MCCI期间气体发生的瞬态导热效应分析
- 作者：D.H.Kim;S.Y.Park;Y.M.Song;S.D.Kim;H.D.Kim
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
94.RELAP5 Analysis on the Safety Depressurization and Vent System Transient

机译：RETAP5安全减压和排气系统瞬态的分析
- 作者：S.J. Hong;H.J. Chung;S. Cho;J.H. Kim;S.K. Yang;M.K. Chung;G.C. Park
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
95.ANALYSIS OF TWO-PHASE FLOW JET WITH COMPRESSIBLE TWO-PHASE TWO-FLUID CODE

机译：双相流动射流分析可压缩两相二流体代码
- 作者：A. Minato;K. Takamori;T. Nagayoshi
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
96.A SIMULATION OF REACTOR VESSEL EXTERNAL COOLING BY RELAP5/MOD3 COMPUTER CODE

机译：RETAP5 / MOD3计算机代码电抗器容器外部冷却模拟
- 作者：Jin-Ho Song;Sang-Baik Kim;Hee-Dong Kim
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
97.NUMERICAL STUDY ON THERMAL HYDRAULIC PHENOMENA IN A HEMISPHERICAL GAP UNDER CORE MELTDOWN ACCIDENT

机译：核心崩溃事故下半球形间隙中热水现象的数值研究
- 作者：A. Uchibori;T. Matsumoto;K. Morita;K. Fukuda
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
98.EFFECT OF INITIAL LIQUID LEVEL ON THE COUNTERCURRENT FLOW LIMITATION IN A HORIZONTAL PIPE CONNECTED TO AN INCLINED RISER

机译：初始液位对连接到倾斜提升管的水平管逆流流动限制的影响
- 作者：Moon-Hyun Chun;Hee-Cheon NO;Seon-Oh Yu;Seong-Ho Ghyym;Chang-Kyung Sung
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
99.AN EXPERIMENTAL STUDY ON CRITICAL POWER IN A HEMISPHERICAL NARROW GAP

机译：半球形狭窄间隙中临界功率的实验研究
- 作者：Rae-Joon Park;Ji-Hwan Jeong;Kwang-Soon Ha;Sang-Baik Kim;Hee-Dong Kim
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年
100.INTER-ASSEMBLY HEAT TRANSFER MODELING FOR THE DEVELOPMENT OF LMR CORE SUBCHANNEL CODE

机译：LMR核心子信道代码开发的组装间传热建模
- 作者：W. S. Kim;Y. G. Kim
- 会议名称：《Japan-Korea symposium on nuclear thermal hydraulics and safety》 | 2000年