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The ‘Fuel Rod Analysis ToolBox’: A general program for preparing the input of a fuel rod performance code
Annals of nuclear energy, 2015-07, Vol.81, p.332-335
2015
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Development of a general coupling interface for the fuel performance code TRANSURANUS – Tested with the reactor dynamics code DYN3D
Annals of nuclear energy, 2015-10, Vol.84, p.73-85
2015
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Towards preliminary design calculations with TRANSURANUS for application of Hastelloy cladding material
Annals of nuclear energy, 2023-11, Vol.192, p.109973, Article 109973
2023
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Extending TRANSURANUS burnup model for AGR-like FHR fuel design
Annals of nuclear energy, 2024-02, Vol.196, p.110238, Article 110238
2024
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Towards simulations of fuel rod behaviour during severe accidents by coupling TRANSURANUS with SCIANTIX and MFPR-F
Annals of nuclear energy, 2023-09, Vol.190, p.109891, Article 109891
2023
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Addendum to [Giaccardi et al., 2024]: On the definition of the escape rate coefficient
Annals of nuclear energy, 2024-12, Vol.208, p.110737, Article 110737
2024
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Severe accident research at the Transuranium Institute Karlsruhe: A review of past experience and its application to future challenges
Annals of nuclear energy, 2014-03, Vol.65, p.345-356
2014
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SpracheKoreanisch
ThemaExact Sciences And Technology
KollektionElsevier ScienceDirect Journals Complete
Zeitschrift / SerieAnnals Of Nuclear Energy
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