Fuel Cycle Analysis of Novel Assembly Design for Thorium-Uranium-Ceramic–Fueled Thermal, High-Conversion Reactor (Englisch)
- Neue Suche nach: Kaffezakis, N.
- Neue Suche nach: Kotlyar, D.
- Neue Suche nach: Kaffezakis, N.
- Neue Suche nach: Kotlyar, D.
In:
Nuclear Technology
;
206
, 1
;
48-72
;
2020
- Aufsatz (Zeitschrift) / Elektronische Ressource
-
Titel:Fuel Cycle Analysis of Novel Assembly Design for Thorium-Uranium-Ceramic–Fueled Thermal, High-Conversion Reactor
-
Beteiligte:Kaffezakis, N. ( Autor:in ) / Kotlyar, D. ( Autor:in )
-
Erschienen in:Nuclear Technology ; 206, 1 ; 48-72
-
Verlag:
- Neue Suche nach: Taylor & Francis
-
Erscheinungsdatum:02.01.2020
-
Format / Umfang:25 pages
-
ISSN:
-
DOI:
-
Medientyp:Aufsatz (Zeitschrift)
-
Format:Elektronische Ressource
-
Sprache:Englisch
-
Schlagwörter:
-
Datenquelle:
Inhaltsverzeichnis – Band 206, Ausgabe 1
Zeige alle Jahrgänge und Ausgaben
Die Inhaltsverzeichnisse werden automatisch erzeugt und basieren auf den im Index des TIB-Portals verfügbaren Einzelnachweisen der enthaltenen Beiträge. Die Anzeige der Inhaltsverzeichnisse kann daher unvollständig oder lückenhaft sein.
- 1
-
A Critical Review of the Experimentally Known Properties of U-Pu-Zr Alloys. Part 2: Thermal and Mechanical PropertiesJanney, Dawn E. / Hayes, Steven L. / Adkins, Cynthia A. et al. | 2020
- 23
-
Pyrolytic Carbon Coating Effects on Oxide and Carbide Kernels Intended for Nuclear Fuel ApplicationsBeaux, Miles F.II / Vodnik, Douglas R. / Peterson, Reuben J. / Bennett, Bryan L. / Hubbard, Kevin M. / Patterson, Brian M. / Goettee, Jeffrey D. / Jurney, James D. / King, Graham M. / Smith, Alice I. et al. | 2020
- 32
-
Displacement Cascades in Monocrystalline Silicon: Effects of Temperature, Strain, and PKA EnergyZhou, Yuan / Chen, Bing / He, Hongyu / Li, Bo / Wang, Xinlin et al. | 2020
- 40
-
Rapid Clogging of High-Efficiency Particulate Air Filters During In-Cell Solvent Fires at Reprocessing FacilitiesOhno, Takuya / Tashiro, Shinsuke / Amano, Yuki / Yoshida, Ryoichiro / Abe, Hitoshi et al. | 2020
- 48
-
Fuel Cycle Analysis of Novel Assembly Design for Thorium-Uranium-Ceramic–Fueled Thermal, High-Conversion ReactorKaffezakis, N. / Kotlyar, D. et al. | 2020
- 73
-
A Method to Estimate Fission Product Concentration Uncertainty in a Multi-Time-Step MCNP6 Code Nuclear Fuel Burnup CalculationMinamigawa, Yasuhiro / Kitcher, Evans D. / Chirayath, Sunil S. et al. | 2020
- 82
-
Effectiveness of Model-Based Defenses for Digitally Controlled Industrial Systems: Nuclear Reactor Case StudyLi, Yeni / Bertino, Elisa / Abdel-Khalik, Hany S. et al. | 2020
- 94
-
Using Artificial Neural Networks for Predicting Mental Workload in Nuclear Power Plants Based on Eye TrackingWu, Yiqian / Liu, Zhiyao / Jia, Ming / Tran, Cong Chi / Yan, Shengyuan et al. | 2020
- 107
-
Preliminary Validation of the Shift Monte Carlo Code for Fixed-Source Radiation Transport ProblemsPeplow, Douglas E. / Banerjee, Kaushik / Davidson, Gregory G. / Stewart, Ian R. / Swinney, Mathew W. / Wagner, Jackson N. et al. | 2020
- 126
-
Investigative Study of Neutronic Safety Parameters of HPR and EPR Using the MCNP CodeAbrefah, R G. / Atsu, P. M. / Sogbadji, R. B. M. et al. | 2020