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    Uncertainty analysis for the assembly and core simulation of BEAVRS at the HZP conditions.
    Wan, Chenghui ; Cao, Liangzhi ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 315 (2017-04-15), S. 11-19
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Critical configuration of a SMR based on CAREM 25 using the SERPENT code.
    Antonio C. Lima, Marco ; Henrice, Edson ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 423 (2024-07-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Verification of NODAL3 code with PWR MOX/UO2 core transient benchmark.
    Pinem, Surian ; Luthfi, Wahid ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 424 (2024-08-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Best estimate plus uncertainty analysis of departure from nucleate boiling limiting case with CASL core simulator VERA-CS in response to PWR main steam line break event.
    Brown, C.S. ; Zhang, H. ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 309 (2016-12-01), S. 8-22
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Reactivity-initiated accidents in two pressurized water reactor high burnup core designs.
    Fox, Mason A. ; Lindsay, Isabelle O. ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 415 (2023-12-15), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Development and verification of PWR-core fuel management calculation code system NECP-Bamboo: Part II Bamboo-Core.
    Yang, Wen ; Wu, Hongchun ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 337 (2018-10-01), S. 279-290
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Transformational challenge reactor analysis to inform preconceptual core design decisions: Sensitivity study of transient analysis in a hydride-moderated microreactor.
    Kile, Robert F. ; Wysocki, Aaron J. ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 376 (2021-05-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Benchmark evaluation of zero-power critical parameters for the Temelin VVER nuclear reactor using SERPENT & NESTLE and MCNP.
    Novak, Ondrej ; Sklenka, Lubomir ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 353 (2019-11-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    TINTE analysis of PBMR reactivity insertion transients
    Sikik, Ugur Emre
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 238 (2008-11-01), Heft 11, S. 2916-2924
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  10. Detailansicht für Treffer 10 öffnen
    Fuel performance optimization of U3Si2-SiC design during normal, power ramp and RIA conditions.
    He, Yanan ; Shirvan, Koroush ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 353 (2019-11-01), S. N.PAG
    academicJournal
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  11. Detailansicht für Treffer 11 öffnen
    The core design of ALFRED, a demonstrator for the European lead-cooled reactors.
    Grasso, G. ; Petrovich, C. ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 278 (2014-10-15), S. 287-301
    academicJournal
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    THETRIS: A micro-scale temperature and gas release model for TRISO fuel
    Ortensi, Javier ; Boer, Brian ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 241 (2011-12-01), Heft 12, S. 5018-5032
    academicJournal
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