Zum Hauptinhalt springen
UB Hagen

Suchergebnisse

UB Katalog

Artikel & mehr
46 Treffer

Suchmaske

Suchtipp für den Bereich Artikel & mehr: Wörter werden automatisch mit UND verknüpft. Eine ODER-Verknüpfung erreicht man mit dem Zeichen "|", eine NICHT-Verknüpfung mit einem "-" (Minus) vor einem Wort. Anführungszeichen ermöglichen eine Phrasensuche.
Beispiele: (burg | schloss) -mittelalter, "berufliche bildung"

Das folgende Suchfeld wird hier nicht unterstützt: "Signatur / Strichcode".

Suchergebnisse einschränken oder erweitern

Aktive Suchfilter

Erscheinungszeitraum

Mehr Treffer

Weniger Treffer

Gefunden in

Art der Quelle

Schlagwort

Sprache

46 Treffer

Sortierung: 
  1. Detailansicht für Treffer 1 öffnen
    Safety evaluation of accident-tolerant FCM fueled core with SiC-coated zircalloy cladding for design-basis-accidents and beyond DBAs.
    Chun, Ji-Han ; Lim, Sung-Won ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 289 (2015-08-01), S. 287-295
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  2. Detailansicht für Treffer 2 öffnen
    Radiological consequence evaluation of DBAs with alternative source term method for a Chinese PWR
    Li, J.X. ; Cao, X.W. ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 250 (2012-09-01), S. 260-266
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  3. Detailansicht für Treffer 3 öffnen
    Identification of limiting case between DBA and SBDBA (CL break area sensitivity): A new model for the boron injection system.
    Gonzalez Gonzalez, R. ; Petruzzi, A. ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 275 (2014-08-01), S. 1-10
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  4. Detailansicht für Treffer 4 öffnen
    Analysis of the equipment and instrumentation qualification criteria using 3D containment models.
    Jimenez, Gonzalo ; Fernández-Cosials, Mikel Kevin ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 323 (2017-11-01), S. 28-38
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  5. Detailansicht für Treffer 5 öffnen
    Component design and accident analysis of fuel assembly for prototype GEN-IV sodium-cooled fast reactor.
    Yoon, K.H. ; Kim, H. K. ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 340 (2018-12-15), S. 133-145
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  6. Detailansicht für Treffer 6 öffnen
    Assessment of Ultimate Load Capacity of concrete containment structures against structural collapse.
    Chakraborty, Moloy K. ; Acharya, Sourav ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 323 (2017-11-01), S. 417-426
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  7. Detailansicht für Treffer 7 öffnen
    System thermalhydraulics for design basis accident analysis and simulation: Status of tools and methods and direction for future R&D.
    Bestion, D.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 312 (2017-02-01), S. 12-29
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  8. Detailansicht für Treffer 8 öffnen
    Choice of rotatable plug seals for prototype fast breeder reactor: Review of historical perspectives.
    Sinha, N.K. ; Raj, Baldev
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 291 (2015-09-01), S. 109-132
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  9. Detailansicht für Treffer 9 öffnen
    Permeability and compression of fibrous porous media generated from dilute suspensions of fiberglass debris during a loss of coolant accident.
    Lee, Saya ; Abdulsattar, Suhaeb S. ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 291 (2015-09-01), S. 244-260
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  10. Detailansicht für Treffer 10 öffnen
    Short-term pressure and temperature MSLB response analyses for large dry containment of the Maanshan nuclear power station.
    Dai, Liang-Che ; Chen, Yen-Shu ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 280 (2014-12-01), S. 86-93
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  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
    Wie komme ich dran?
  12. Detailansicht für Treffer 12 öffnen
    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
    Wie komme ich dran?
  13. Detailansicht für Treffer 13 öffnen
    Potential improvement of CANDU NPP safety margins by shortening the response time of shutdown systems using FPGA based implementation
    She, Jingke ; Jiang, Jin
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 244 (2012-03-01), S. 43-51
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  14. Detailansicht für Treffer 14 öffnen
    Importance of location dependencies such as cable and pipe runs when identifying the vital areas
    Lee, Yoon-Hwan ; Jung, Woo Sik ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 242 (2012), S. 458-467
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  15. Detailansicht für Treffer 15 öffnen
    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
    Wie komme ich dran?
  16. Detailansicht für Treffer 16 öffnen
    Modeling pressure suppression pool hydrodynamics in the ABWR containment
    Sawant, Pravin ; Khatib-Rahbar, Mohsen
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 241 (2011-09-01), Heft 9, S. 3824-3838
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  17. Detailansicht für Treffer 17 öffnen
    Safety analysis of the IAEA reference research reactor during loss of flow accident using the code MERSAT
    Hainoun, A. ; Ghazi, N. ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 240 (2010-05-01), Heft 5, S. 1132-1138
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  18. Detailansicht für Treffer 18 öffnen
    Two types of a passive safety containment for a near future BWR with active and passive safety systems
    Sato, Takashi ; Akinaga, Makoto ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 239 (2009-09-01), Heft 9, S. 1682-1692
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  19. Detailansicht für Treffer 19 öffnen
    Comparison of hydrogen generation for TVSM and TVSA fuel assemblies for water water energy reactor (VVER)-1000
    Stefanova, A.E. ; Groudev, P.P. ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 239 (2009), Heft 1, S. 180-186
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  20. Detailansicht für Treffer 20 öffnen
    An estimation of an operator's action time by using the MARS code in a small break LOCA without a HPSI for a PWR
    Han, Seok-Jung ; Lim, Ho-Gon ; et al.
    In: Nuclear Engineering & Design, Jg. 237 (2007-04-01), Heft 7, S. 749-760
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
xs 0 - 576
sm 576 - 768
md 768 - 992
lg 992 - 1200
xl 1200 - 1366
xxl 1366 -