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    Development and preliminary validation of fully implicit scheme single-phase liquid metal fast reactor code NUSOL-LMR
    CAI, Qingling ; FAN, Kun ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 396 (2022-09-01)
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Validation of intermediate heat and decay heat exchanger model in MARS-LMR with STELLA-1 and JOYO tests
    Choi, Chiwoong ; Ha, Kwiseok ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 308 (2016-11-01), S. 269-282
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Assessment calculation of MARS-LMR using EBR-II SHRT-45R
    Choi, C. ; Ha, K.S.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 307 (2016-10-01), S. 10-29
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    MATRA-LMR-FB assessment with THORS bundle 2B experiments
    Chang, W.P. ; Jin, Y. ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 282 (2015-02-01), S. 15-27
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Multi dimensional analysis of Design Basis Events using MARS-LMR
    Woo, Seung Min ; Chang, Soon Heung
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 244 (2012-03-01), S. 83-91
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    A comparative study of the MATRA-LMR-FB calculation with the SABRE result for the flow blockage accident in the sodium cooled fast reactor
    Chang, W.P. ; Ha, K.S. ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 241 (2011), Heft 12, S. 5225-5237
    academicJournal
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    Effects of wire-spacer shape in LMR on thermal–hydraulic performance
    Raza, Wasim ; Kim, Kwang-Yong
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 238 (2008), Heft 10, S. 2678-2683
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    A new LMR steam generator free from SWR with a double tube bundle configuration
    Sim, Yoon Sub ; Kim, Eui Kwang ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 236 (2006), Heft 14, S. 1471-1480
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Evaluation of the conduction shape factor with a CFD code for a liquid-metal heat transfer in heated triangular rod bundles
    Jeong, Hae-Yong ; Ha, Kwi-Seok ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 237 (2007-03-01), Heft 6, S. 648-654
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Experimental validation of the thermal-hydraulic code SACATRI
    Merroun, O. ; Mers, A. Al ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 239 (2009-12-01), Heft 12, S. 2875-2884
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Validation of a new continuous Monte Carlo burnup code using a Mox fuel assembly
    Bakkari, B. El ; Bardouni, T. El ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 239 (2009-10-01), Heft 10, S. 1828-1838
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  12. Detailansicht für Treffer 12 öffnen
    Validation of a new continuous Monte Carlo burnup code using a Mox fuel assembly
    El bakkari, B. ; El Bardouni, T. ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 239 (2009), Heft 10, S. 1828-1838
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Analytical benchmarks for verification of thermal-hydraulic codes based on sub-channel approach
    Merroun, O. ; Almers, A. ; et al.
    In: Nuclear Engineering and Design, Jg. 239 (2009), Heft 4, S. 735-748
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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