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    Power Profile Reconstruction and Anomaly Detection Approach for FHRs Using Cerenkov Radiation
    Hearne, Jason A. ; Tsvetkov, Pavel V.
    In: Nuclear technology, Jg. 206 (2020), Heft 11, S. 1740-1750
    serialPeriodical
    Wie komme ich dran?
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    Fluoride-Salt-Cooled High-Temperature Reactor (FHR) Using British Advanced Gas-Cooled Reactor (AGR) Refueling Technology and Decay Heat Removal Systems That Prevent Salt Freezing
    Forsberg, Charles ; Wang, Dean ; et al.
    In: Nuclear technology, Jg. 205 (2019), Heft 9, S. 1127-1142
    serialPeriodical
    Wie komme ich dran?
  3. Detailansicht für Treffer 3 öffnen
    FHR, HTGR, and MSR Pebble-Bed Reactors with Multiple Pebble Sizes for Fuel Management and Coolant Cleanup
    Forsberg, Charles W. ; Peterson, Per F.
    In: Nuclear technology, Jg. 205 (2019), Heft 5, S. 748-754
    serialPeriodical
    Wie komme ich dran?
  4. Detailansicht für Treffer 4 öffnen
    Power Profile Reconstruction and Anomaly Detection Approach for FHRs Using Cerenkov Radiation
    Tsvetkov, Pavel V. ; Hearne, Jason A.
    In: Nuclear Technology, Jg. 206 (2020-06-24), S. 1740-1750
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  5. Detailansicht für Treffer 5 öffnen
    FHR, HTGR, and MSR Pebble-Bed Reactors with Multiple Pebble Sizes for Fuel Management and Coolant Cleanup
    Peterson, Per F. ; Forsberg, Charles
    In: Nuclear Technology, Jg. 205 (2019-03-01), S. 748-754
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
    Wie komme ich dran?
  6. Detailansicht für Treffer 6 öffnen
    Design Summary of the Mark-I Pebble-Bed, Fluoride Salt–Cooled, High-Temperature Reactor Commercial Power Plant
    Andreades, Charalampos ; Cisneros, Anselmo T ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 195 (2016-09-01), Heft 3
    Online academicJournal
    Zugriff:
    View record in eScholarship (Volltext)
    Wie komme ich dran?
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    Modeling Tritium Retention in Graphite for Fluoride-Salt-Cooled High-Temperature Reactors.
    Dolan, Kieran ; Huang, Steven ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 207 (2021-10-01), Heft 10, S. 1578-1598
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  8. Detailansicht für Treffer 8 öffnen
    Evaluation of Corrosion Behavior of Various Fe- and Ni-Based Alloys in Molten Li<subscript>2</subscript>BeF<subscript>4</subscript> (FLiBe).
    Sankar, Krishna Moorthi ; Keiser, James R. ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 210 (2024-03-01), Heft 3, S. 391-408
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  9. Detailansicht für Treffer 9 öffnen
    Evaluation of Corrosion Behavior of Various Fe- and Ni-Based Alloys in Molten Li2BeF4 (FLiBe).
    Sankar, Krishna Moorthi ; Keiser, James R. ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 210 (2024-03-01), Heft 3, S. 391-408
    academicJournal
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  10. Detailansicht für Treffer 10 öffnen
    Design Summary of the Mark-I Pebble-Bed, Fluoride Salt–Cooled, High-Temperature Reactor Commercial Power Plant
    Huff, Kathryn D. ; Huddar, Lakshana ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 195 (2016-09-01), S. 223-238
    Online unknown
    Zugriff:
    View record in OpenAIRE (Volltext)
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  11. Detailansicht für Treffer 11 öffnen
    Corrosion Behavior of Pre-Carburized Hastelloy N, Haynes 244, Haynes 230, and Incoloy 800H in Molten FLiNaK.
    Chan, Kevin J. ; Singh, Preet M.
    In: Nuclear Technology, Jg. 206 (2020-11-01), Heft 11, S. 1751-1768
    academicJournal
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    academicJournal
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    academicJournal
  14. Detailansicht für Treffer 14 öffnen
    Cardinal: A Lower-Length-Scale Multiphysics Simulator for Pebble-Bed Reactors.
    Merzari, Elia ; Yuan, Haomin ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 207 (2021-07-01), Heft 7, S. 1118-1141
    academicJournal
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    academicJournal
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    academicJournal
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    Advanced Reactor Control and Operations (ARCO): A University Research Facility for Developing Optimized Digital Control Rooms.
    Poresky, Christopher ; Alivisatos, Clara ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 209 (2023-03-01), Heft 3, S. 354-365
    academicJournal
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    Fluoride-Salt-Cooled High-Temperature Test Reactor Thermal-Hydraulic Licensing and Uncertainty Propagation Analysis.
    Romatoski, R. R. ; Hu, L. W.
    In: Nuclear Technology, Jg. 205 (2019-11-01), Heft 11, S. 1495-1512
    academicJournal
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  19. Detailansicht für Treffer 19 öffnen
    Tritium Control and Capture in Salt-Cooled Fission and Fusion Reactors: Status, Challenges, and Path Forward.
    Forsberg, Charles W. ; Lam, Stephen ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 197 (2017-02-01), Heft 2, S. 119-139
    academicJournal
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  20. Detailansicht für Treffer 20 öffnen
    Design of the Compact Integral Effects Test Facility and Validation of Best-Estimate Models for Fluoride Salt-Cooled High-Temperature Reactors.
    Zweibaum, N. ; Guo, Z. ; et al.
    In: Nuclear Technology, Jg. 196 (2016-12-01), Heft 3, S. 641-660
    academicJournal
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