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116 Treffer

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    An approach to grid-to-rod fretting wear modeling using dynamic mortar contact.
    Recuero, Antonio ; Lindsay, Alexander ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 163 (2023-09-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    An attempt to find the optimal loading pattern of minor actinides in the PWR fuel rods.
    Nabila, Umme Mahbuba ; Sahadath, Md Hossain
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 166 (2023-12-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Control rod worth calculation for VVER-1000 nuclear reactor using WIMS and CITATION codes
    Fadaei, Amir Hosein ; Setayeshi, Saeed
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 51 (2009), Heft 1, S. 184-191
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Experimental and numerical study on the oxidation and melting behaviors of annular fuel rod under high temperature steam condition.
    Wu, Shihao ; Zhang, Yapei ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 161 (2023-07-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Investigation of VVER-1000 rod ejection accident according to the Phenomenon Identification and Ranking Tables for PWR.
    Miglierini, Bruno ; Kozlowski, Tomasz
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 108 (2018-09-01), S. 438-444
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Analysis of CHF characteristics with fuel rods in the natural circulation system under motion conditions.
    Yang, T.A. ; Zhang, K. ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 152 (2022-10-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Numerical investigations on flow-induced vibration characteristics of wire-wrapped fuel rod.
    Qin, Simian ; Ren, Quanyao ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 148 (2022-06-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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    Development of a new efficient method using genetic algorithm for increasing of fuel rod life time.
    Taheranpour, N. ; Talebi, S.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 131 (2021), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  9. Detailansicht für Treffer 9 öffnen
    Dancoff factors with partial absorption in cluster geometry and their effects on unit cell multiplication
    Rodrigues, Letícia Jenisch ; Bogado Leite, Sérgio Q. ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 63 (2013-03-01), S. 66-70
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  10. Detailansicht für Treffer 10 öffnen
    Safety requirement assessment of fuel sample test in Tehran research reactor.
    Khoshahval, Farrokh ; Davari, Amin
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 91 (2016-08-01), S. 208-216
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  11. Detailansicht für Treffer 11 öffnen
    Solid-solid conductance in nuclear fuel: An assessment of it in-code models performance
    Herranz, L.E. ; Tigeras, A.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 52 (2010-05-01), Heft 4, S. 435-441
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  12. Detailansicht für Treffer 12 öffnen
    Analysis of NEA C5MOX benchmark with computer code “cohint” based on interface current approach
    Mohanakrishnan, P.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 45 (2004-09-01), Heft 2-4, S. 125-131
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  13. Detailansicht für Treffer 13 öffnen
    Annular fuel for VVER-1000 reactor: Moderation impact on neutronic behavior.
    Ahmed, Md Tanvir ; Shelley, Afroza
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 165 (2023-11-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  14. Detailansicht für Treffer 14 öffnen
    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?
  15. Detailansicht für Treffer 15 öffnen
    Assessment of CFD for the Canadian SCWR bundle with wire wraps.
    Podila, K. ; Rao, Y.F.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 77 (2014-11-01), S. 373-380
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  16. Detailansicht für Treffer 16 öffnen
    CFD investigation on thermal-hydraulic characteristics of a helical cruciform fuel bundle.
    Zhao, Hangbin ; Zhang, Qi ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 148 (2022-06-01), S. N.PAG
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  17. Detailansicht für Treffer 17 öffnen
    Spatial temperature distribution of fuel assembly pre-simulation for a new simple core degradation experiment.
    Feng, Tangtao ; Tian, Wenxi ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 111 (2019-03-01), S. 174-182
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  18. Detailansicht für Treffer 18 öffnen
    Neutronic analysis of the fuel loaded irradiation loop device of the RMB Multipurpose Brazilian Reactor.
    Campolina, Daniel ; da Costa, Antônio Carlos L. ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 104 (2018-04-01), S. 109-116
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
  19. Detailansicht für Treffer 19 öffnen
    Study of experimental core configuration of the modified STACY for measurement of criticality characteristics of fuel debris.
    Gunji, Satoshi ; Tonoike, Kotaro ; et al.
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 101 (2017-11-16), S. 321-328
    academicJournal
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  20. Detailansicht für Treffer 20 öffnen
    Evaluation of modeling options for in-pellet power distribution and gap gas conductance for accurate fuel temperature predictions.
    Raja, Faisal ; Avramova, Maria
    In: Progress in Nuclear Energy, Jg. 100 (2017-09-01), S. 135-145
    academicJournal
    Wie komme ich dran?
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