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    SAC-CFR computer code verification with Experimental Breeder Reactor II loss-of-primary-flow-without-scram tests data
    Guo, Chao ; Lu, Daogang ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 71 (2014-09-01), S. 166-173
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  2. Detailansicht für Treffer 2 öffnen
    SAC-CFR computer code verification with Experimental Breeder Reactor II loss-of-primary-flow-without-scram tests data
    Lu, Daogang ; Guo, Chao ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 71 (2014-09-01), S. 166-173
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
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    Demonstration of LOTUS multiphysics BEPU analysis framework for LB-LOCA simulations.
    Blakely, Cole ; Zhang, Hongbin ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 122 (2018-12-01), S. 8-22
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  4. Detailansicht für Treffer 4 öffnen
    Multiphysics modeling of a critical dual-purpose canister in a saturated geological repository
    Swinney, Mathew W. ; Bhatt, Santosh ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 175 (2022-09-15)
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    A leakage correction with SPH factors for two-group constants in GET-based pin-by-pin reactor analyses.
    Yu, Hwanyeal ; Kim, Woosong ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 129 (2019-07-01), S. 30-55
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  6. Detailansicht für Treffer 6 öffnen
    Validation of SARAX for the China Fast Reactor with the extrapolated experimental data.
    Wan, Chenghui ; Qiao, Liang ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 127 (2019-05-01), S. 188-195
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  7. Detailansicht für Treffer 7 öffnen
    Sensitivity analysis and similarity evaluation of sodium-cooled fast reactor in large size.
    Zheng, Youqi ; Qiao, Liang ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 125 (2019-03-01), S. 283-290
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    A leakage correction with burnup-dependent GPS method in two-step core depletion analysis.
    Jeong, Hae Sun ; Oh, Taesuk ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 183 (2023-04-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  9. Detailansicht für Treffer 9 öffnen
    Potential impacts to operating nuclear power plants due to application of revised source term
    Moon, Joo-Hyun ; Kang, Chang-Sun
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 29 (2002-03-01), Heft 4, S. 465-475
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  10. Detailansicht für Treffer 10 öffnen
    Evolution of licensing methodology for large break loss of coolant accident analysis and associated PCT margin quantification.
    Chou, L.Y. ; Liang, T.H. ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 105 (2017-07-01), S. 59-68
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  11. Detailansicht für Treffer 11 öffnen
    Measurement method for deformation and contact force of the fuel assembly for China fast reactor under thermal gradient.
    Wang, Kaiqiang ; Chen, Hong-En ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 141 (2020-06-15), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  12. Detailansicht für Treffer 12 öffnen
    The investigation and calculation of the transmutation paths for the production of 252cf in fast reactors.
    Wu, Mingyu ; Wang, Shixi
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 136 (2020-02-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  13. Detailansicht für Treffer 13 öffnen
    Experimental research on assembly section stiffness and bending stiffness for sodium-cooled fast reactor.
    Ma, Zehua ; Yang, Hongyi ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 135 (2020), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  14. Detailansicht für Treffer 14 öffnen
    A leakage correction with SPH factors for two-group constants in GET-based pin-by-pin reactor analyses
    Kim, Yonghee ; Kim, Woosong ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 129 (2019-07-01), S. 30-55
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  15. Detailansicht für Treffer 15 öffnen
    Thermal–hydraulic design and analysis code development for steam generator of CFR600.
    Sun, Peiwei ; Wang, Zi ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 90 (2016-04-01), S. 256-263
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  16. Detailansicht für Treffer 16 öffnen
    Validation of SARAX for the China Fast Reactor with the extrapolated experimental data
    Wu, Hongchun ; Qiao, Liang ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 127 (2019-05-01), S. 188-195
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
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  17. Detailansicht für Treffer 17 öffnen
    Sensitivity analysis and similarity evaluation of sodium-cooled fast reactor in large size
    Wan, Chenghui ; Liu, Yong ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 125 (2019-03-01), S. 283-290
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
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  18. Detailansicht für Treffer 18 öffnen
    ATWS analysis for Maanshan PWR using TRACE/SNAP code.
    Chen, Che-Hao ; Wang, Jong-Rong ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 72 (2014-10-01), S. 1-10
    academicJournal
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  19. Detailansicht für Treffer 19 öffnen
    Historical insights in the development of Best Estimate Plus Uncertainty safety analysis
    Wilson, Gary E.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 52 (2013-02-01), S. 2-9
    academicJournal
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  20. Detailansicht für Treffer 20 öffnen
    Development and steady state level experimental validation of TASS/SMR core heat transfer model for the integral reactor SMART
    Lee, Seong Wook ; Kim, Soo Hyung ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 36 (2009-08-01), Heft 8, S. 1039-1048
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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