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    RISMC industry application #1 (ECCS/LOCA): Core characterization automation: Lattice codes interface for PHISICS/RELAP5-3D.
    Epiney, Aaron S. ; Alfonsi, Andrea ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 345 (2019-04-15), S. 15-27
    academicJournal
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    Data-driven model order reduction for sensor positioning and indirect reconstruction with noisy data: Application to a Circulating Fuel Reactor.
    Cammi, Antonio ; Riva, Stefano ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 421 (2024-05-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Thermal integrity tests of a shipping package using a slice model and a half-scale model.
    Bang, Kyoung-Sik ; Yu, Seung-Hwan ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 338 (2018-11-01), S. 158-165
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Predicted impact of core flow rate on the corrosion mitigation effectiveness of hydrogen water chemistry for Kuosheng boiling water reactor
    Wang, Mei-Ya ; Yeh, Tsung-Kuang ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 239 (2009-04-01), Heft 4, S. 781-789
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Risk-informed analysis of the large break loss of coolant accident and PCT margin evaluation with the RISMC methodology.
    Liang, T.H. ; Liang, K.S. ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 308 (2016-11-01), S. 214-221
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Experimental assessment on the thermal effects of the neutron shielding and heat-transfer fin of dual purpose casks on open pool fire.
    Bang, Kyoung-Sik ; Yu, Seung-Hwan ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 304 (2016-08-01), S. 63-69
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Historical perspectives of BEPU research in US.
    Rohatgi, Upendra S. ; Kaizer, Joshua S.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 358 (2020-03-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Time-domain soil-structure interaction analysis of nuclear facilities.
    Coleman, Justin L. ; Bolisetti, Chandrakanth ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 298 (2016-03-01), S. 264-270
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    The probabilistic structural integrity assessment of reactor pressure vessels under pressurized thermal shock loading.
    Chen, Mingya ; Lu, Feng ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 294 (2015-12-01), S. 93-102
    academicJournal
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  10. Detailansicht für Treffer 10 öffnen
    Development of three-dimensional hot pool model in a system analysis code for pool-type FBR
    Sui, Danting ; Lu, Daogang ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 256 (2013-03-01), S. 264-273
    academicJournal
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  11. Detailansicht für Treffer 11 öffnen
    AP1000 passive core cooling system pre-operational tests procedure definition and simulation by means of Relap5 Mod. 3.3 computer code
    Lioce, D. ; Asztalos, M. ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 250 (2012-09-01), S. 538-547
    academicJournal
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  12. Detailansicht für Treffer 12 öffnen
    An evaluation methodology development of boric acid precipitation for LOCA reflecting system effects
    Lee, Cheol Shin ; Park, Jong Cheol ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 249 (2012-08-01), S. 111-117
    academicJournal
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    Perspectives on the application of order-statistics in best-estimate plus uncertainty nuclear safety analysis
    Martin, Robert P. ; Nutt, William T.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 241 (2011), Heft 1, S. 274-284
    academicJournal
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  14. Detailansicht für Treffer 14 öffnen
    Development of CFD fire models for deterministic analyses of the cable issues in the nuclear power plant
    Lin, Chih-Hung ; Ferng, Yuh-Ming ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 239 (2009-02-01), Heft 2, S. 338-345
    academicJournal
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  15. Detailansicht für Treffer 15 öffnen
    AREVA's realistic large break LOCA analysis methodology
    Martin, Robert P. ; O’Dell, Larry D.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 235 (2005-07-15), Heft 16, S. 1713-1725
    academicJournal
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    Issues and future direction of thermal-hydraulics research and development in nuclear power reactors.
    Saha, P. ; Aksan, N. ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 264 (2013-11-01), S. 3-23
    academicJournal
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    Common Risk Target for severe accidents of nuclear power plants based on IAEA INES scale.
    Vitázková, Jiřina ; Cazzoli, Errico
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 262 (2013-09-01), S. 106-125
    academicJournal
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  18. Detailansicht für Treffer 18 öffnen
    Reactor pressure vessel embrittlement of NPP borssele: Design lifetime and lifetime extension
    Blom, F.J.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 237 (2007-11-01), Heft 20/21, S. 2098-2104
    academicJournal
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    Variations of a passive safety containment for a BWR with active and passive safety systems
    Sato, Takashi ; Kojima, Yoshihiro
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 237 (2007), Heft 1, S. 74-86
    academicJournal
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