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    Neutronic analysis on TRU multi-recycling in PWR-based SMR core loaded with MOX (U-TRU) and FCM (TRU) fueled assemblies
    Hwang, Dae Hee ; Hong, Ser Gi
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 179 (2022-12-15)
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Effective multi-group cross section calculation method for FCM fuel based on improved disadvantage factor method
    Yi, Siyu ; Liu, Zhouyu ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 166 (2022-02-01)
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    A comprehensive evaluation of the RPT method on FCM fuel in light water reactor
    Zhang, Yunfei ; Zhang, Qian ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 142 (2020-07-01)
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    An improved reactivity-equivalent physical transformation for treating FCM fuel with burnable poisons
    Li, Jian ; She, Ding ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 121 (2018-11-01), S. 577-581
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Neutronic analysis on TRU multi-recycling in PWR-based SMR core loaded with MOX (U-TRU) and FCM (TRU) fueled assemblies
    Dae Hee Hwang ; Ser Gi Hong
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 179 (2022-12-01), S. 109435-109435
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
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    Effective multi-group cross section calculation method for FCM fuel based on improved disadvantage factor method
    Liu, Zhouyu ; Cao, Liangzhi ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 166 (2022-02-01), S. 108676-108676
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  7. Detailansicht für Treffer 7 öffnen
    An improved reactivity-equivalent physical transformation for treating FCM fuel with burnable poisons
    She, Ding ; Li, Jian ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 121 (2018-11-01), S. 577-581
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
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    A comprehensive evaluation of the RPT method on FCM fuel in light water reactor
    Wang, Xiang ; Zhao, Qiang ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 142 (2020-07-01), S. 107434-107434
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
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    Fully ceramic microencapsulated fuel in prismatic high temperature gas-cooled reactors: Analysis of reactor performance and safety characteristics.
    Lu, Cihang ; Hiscox, Briana D. ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 114 (2018-04-01), S. 277-287
    academicJournal
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    Resonance self-shielding treatment and analysis of resonance integral tables for Fully Ceramic Micro-encapsulated fuels with the Embedded Self-Shielding Method.
    Li, Jikui ; Cao, Liangzhi ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 112 (2018-02-01), S. 450-463
    academicJournal
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    academicJournal
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    academicJournal
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    Bagged ensemble of Fuzzy C-Means classifiers for nuclear transient identification
    Razavi-Far, Roozbeh ; Baraldi, Piero ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 38 (2011-05-01), S. 1161-1171
    Online unknown
    Zugriff:
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    academicJournal
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    academicJournal
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    Steady- and transient-state analyses of fully ceramic microencapsulated fuel loaded reactor core via two-temperature homogenized thermal-conductivity model.
    Lee, Yoonhee ; Cho, Nam Zin
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 76 (2015-02-01), S. 283-296
    academicJournal
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    Three-dimensional single-channel thermal analysis of fully ceramic microencapsulated fuel via two-temperature homogenized model.
    Lee, Yoonhee ; Cho, Nam Zin
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 71 (2014-09-01), S. 254-271
    academicJournal
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    academicJournal
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    Neutronic evaluation of a PWR with fully ceramic microencapsulated fuel. Part I: Lattice benchmarking, cycle length, and reactivity coefficients.
    Brown, Nicholas R. ; Ludewig, Hans ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 62 (2013-12-01), S. 538-547
    academicJournal
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