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Interfacing between MAAP and MACCS to perform radiological consequence analysis
Nuclear Engineering and Technology, 2022, 54(4), , pp.1516-1525
2022
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Estimation of fission product source terms for the SGTR accident of a reference PWR plant using MELCOR and MAAP5
Nuclear engineering and design, 2021-01, Vol.371, p.110967, Article 110967
2021
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Estimation of fission product source terms for the ISLOCA of a reference PWR plant using MELCOR and MAAP5
Nuclear engineering and design, 2020-12, Vol.370, p.110932, Article 110932
2020
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Plant-specific assessment of the natural circulation-induced creep rupture characteristics in the RCS pressure boundary during the SBO accident
Progress in nuclear energy (New series), 2021-09, Vol.139, p.103871, Article 103871
2021
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Jet impingement model for system analysis code to enhance mixing behavior prediction in downcomer during DVI line break accident
Nuclear engineering and design, 2018-08, Vol.334, p.121-137
2018
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Interfacing between MAAP and MACCS to perform radiological consequence analysis
Nuclear engineering and technology, 2022, Vol.54 (4), p.1516-1525
2022
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Scaling methodology for a reduced-height reduced-pressure integral test facility to investigate direct vessel injection line break SBLOCA
Nuclear engineering and design, 2008-09, Vol.238 (9), p.2197-2205
2008
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An integral loop test and MARS code analysis for a DVI line break LOCA in the APR1400
Nuclear engineering and design, 2008-12, Vol.238 (12), p.3336-3347
2008
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The APR1400 SOARCA study: Insights into the evolution of severe accidents and fission product source term analysis results
Progress in nuclear energy (New series), 2023-04, Vol.158, p.104628, Article 104628
2023
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