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    academicJournal
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    academicJournal
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    Steady and transient solutions of neutron diffusion equations via computational methods based on Hartley series and higher order finite difference schemes.
    Hamada, Yasser Mohamed
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 201 (2024-06-15), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Application of model-order reduction of non-linear time-dependent neutronics via POD-Galerkin projection and matrix discrete empirical interpolation.
    Elzohery, Rabab ; Roberts, Jeremy
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 179 (2022-12-15), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Demonstration of combined reduced order model and deep neural network for emulation of a time-dependent reactor transient.
    Foad, Basma ; Elzohery, Rabab ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 171 (2022-06-15), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    A unified space–time fully-transversed general nodal expansion method for multidimensional and multigroup steady and transient nuclear reactor neutronics problems.
    Zhou, Xiafeng ; Zhong, Changming ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 132 (2019-10-01), S. 427-441
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Implementation of a dynamic Monte Carlo method for transients analysis with thermal-hydraulic feedbacks using MCNPX code.
    Mazaher, Meysam Ghaderi ; Salehi, Ali Akbar ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 130 (2019-08-01), S. 240-249
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Implementation and testing of unscented transformation and low rank approximation to enhance SCALE code uncertainty calculations.
    Foad, Basma ; Novog, David R.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 167 (2022-03-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Comparative studies of iterative methods for solving the "optimally diffusive" coarse mesh finite difference accelerated transport equation.
    Jain, Lakshay ; Karthikeyan, Ramamoorthy ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 157 (2021-07-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  10. Detailansicht für Treffer 10 öffnen
    Neutron noise simulation in the nuclear reactor core based on the average current nodal expansion method.
    Abed, A. ; Poursalehi, N.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 114 (2018-04-01), S. 482-494
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  11. Detailansicht für Treffer 11 öffnen
    Safety assessment of U–Mo fuel mini plates irradiated in HANARO reactor.
    Jo, Daeseong ; Kim, Haksung
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 81 (2015-07-01), S. 219-226
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  12. Detailansicht für Treffer 12 öffnen
    Implementation and testing of unscented transformation and low rank approximation to enhance SCALE code uncertainty calculations
    Novog, David R. ; Foad, Basma
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 167 (2022-03-01), S. 108816-108816
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
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    The OpenMOC method of characteristics neutral particle transport code.
    Boyd, William ; Shaner, Samuel ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 68 (2014-06-01), S. 43-52
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Bond graphs for spatial kinetics analysis of nuclear reactors
    Sosnovsky, Eugeny ; Forget, Benoit
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 56 (2013-06-01), S. 208-226
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  15. Detailansicht für Treffer 15 öffnen
    Implementation of the unscented transformation with low rank approximation in uncertainty analysis during large-break loss of coolant accident
    Foad, Basma ; Endo, Tomohiro ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 146 (2020-10-01), S. 107614-107614
    Online unknown
    Zugriff:
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    Wie komme ich dran?
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    Three-dimensional coupled kinetics/thermal- hydraulic benchmark TRIGA experiments
    Madeline Anne Feltus ; William Scott Miller
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 27 (2000-06-01), S. 771-790
    Online unknown
    Zugriff:
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    A unified space–time fully-transversed general nodal expansion method for multidimensional and multigroup steady and transient nuclear reactor neutronics problems
    Zhong, Changming ; Zhou, Xiafeng ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 132 (2019-10-01), S. 427-441
    Online unknown
    Zugriff:
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    Implementation of a dynamic Monte Carlo method for transients analysis with thermal-hydraulic feedbacks using MCNPX code
    Meysam Ghaderi Mazaher ; Ali Akbar Salehi ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 130 (2019-08-01), S. 240-249
    Online unknown
    Zugriff:
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    Wie komme ich dran?
  19. Detailansicht für Treffer 19 öffnen
    Neutron noise simulation in the nuclear reactor core based on the average current nodal expansion method
    Abed, A. ; Poursalehi, N.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 114 (2018-04-01), S. 482-494
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  20. Detailansicht für Treffer 20 öffnen
    Comparative studies of iterative methods for solving the 'optimally diffusive' coarse mesh finite difference accelerated transport equation
    Jain, Lakshay ; Karthikeyan, R. ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 157 (2021-07-01), S. 108211-108211
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
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