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    Spent fuel rod splitting due to UO<subscript>2</subscript> oxidation during dry storage: Assessment of the database
    Herranz, L.E. ; Feria, F.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 51 (2009-03-01), Heft 2, S. 201-206
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Development of a control rod depletion methodology for the Westinghouse NEXUS system.
    Franceschini, Fausto ; Zhang, Baocheng ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 68 (2013-09-01), S. 235-242
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Review of the AFD-type CHF mechanistic model and its application to rod bundle.
    Gui, Minyang ; Tian, Wenxi ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 119 (2020-01-15), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Study the neutronic analysis and burnup for BWR fueled with hydride fuel using MCNPX code.
    Galahom, A. Abdelghafar ; Bashter, I.I. ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 77 (2014-11-01), S. 65-71
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Under irradiation issues of the CSZ–based inert matrix fuels from IFA-652 Halden experiment
    Calabrese, R. ; Vettraino, F. ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 52 (2010-05-01), Heft 4, S. 352-358
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Heterogeneous minor actinide recycling in a boiling water reactor.
    Martinez, Eduardo ; Alonso, Gustavo ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 173 (2024-08-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    A novel method for transuranic fuel design
    Guzmán, J.R. ; Espinosa-Paredes, G. ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 52 (2010-09-01), Heft 7, S. 689-697
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Advanced BWR criticality safety part I: Model development, model benchmarking, and depletion with uncertainty analysis.
    Radaideh, Majdi I. ; Price, Dean ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 113 (2019-05-01), S. 230-246
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    MOOGLE: A Multi-Objective Optimization tool for three-dimensional nuclear fuel assembly design.
    Andersen, Brian ; Kropaczek, David J.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 155 (2023), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  10. Detailansicht für Treffer 10 öffnen
    Recycling alternatives for minor actinide and plutonium in a boiling water reactor.
    Alonso, Gustavo ; Martinez, Eduardo ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 155 (2023), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Analysis of actinide recycling in a Boiling Water Reactor using CASMO-4/SIMULATE-3.
    Ramírez, J. Ramón ; Alonso, Gustavo ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 89 (2016-05-01), S. 26-38
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Power–feedwater temperature operating domain for a BWR driven by natural convection.
    Quezada–García, S. ; Espinosa–Martínez, E. G. ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 86 (2016), S. 110-119
    academicJournal
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    Advanced BWR criticality safety part II: Cask criticality, burnup credit, sensitivity, and uncertainty analyses.
    Price, Dean ; Radaideh, Majdi I. ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 115 (2019-08-01), S. 126-139
    academicJournal
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    Code development and safety analyses for Pb–Bi-cooled direct contact boiling water fast reactor (PBWFR).
    Tian, Y.H. ; Su, G.H. ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 68 (2013-09-01), S. 177-187
    academicJournal
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    BWR in-core fuel management optimization using parallel simulated annealing in FORMOSA-B
    Hays, Ross ; Turinsky, Paul
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 53 (2011-08-01), Heft 6, S. 600-606
    academicJournal
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  16. Detailansicht für Treffer 16 öffnen
    Design and optimization of an equilibrium reload with MOX fuel with minor actinides
    François, Juan-Luis ; Guzmán, Juan-Rafael ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 53 (2011-08-01), Heft 6, S. 566-570
    academicJournal
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  17. Detailansicht für Treffer 17 öffnen
    Fuel performance analysis of reduced moderated boiling water reactor for transuranic waste incineration.
    Sukjai, Yanin ; Shirvan, Koroush
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 137 (2021-07-01), S. N.PAG
    academicJournal
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  18. Detailansicht für Treffer 18 öffnen
    Pb direct contact boiling water small reactor
    Takahashi, Minoru ; Uchida, Shoji ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 47 (2005-07-01), Heft 1-4, S. 190-201
    academicJournal
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  19. Detailansicht für Treffer 19 öffnen
    Review on heat transfer and flow characteristics of liquid sodium (2): Two-phase.
    Wu, Yingwei ; Luo, Simin ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 103 (2018-03-01), S. 151-164
    academicJournal
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  20. Detailansicht für Treffer 20 öffnen
    Viability of uranium nitride fueled high-conversion PWR.
    Andrews, Nathan ; Shirvan, Koroush ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 82 (2015-07-01), S. 28-32
    academicJournal
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