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    Uncertainty and regression analysis of the MSLB accident in PWR based on unscented transformation and low rank approximation.
    Foad, Basma ; Yamamoto, Akio ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 143 (2020-08-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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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
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    Implementation of the unscented transformation with low rank approximation in uncertainty analysis during large-break loss of coolant accident.
    Foad, Basma ; Yamamoto, Akio ; et al.
    In: Annals of Nuclear Energy, Jg. 146 (2020-10-01), 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
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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
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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
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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
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    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
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    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
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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
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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
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