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1.Impact of thermal spectrum small modular reactors on performance of once-through nuclear fuel cycles with low-enriched uranium

作者：Nicholas R. Brown^a ; ^{brownnr@ornl.gov} ; Andrew Worrall^a ; Michael Todosow^b

关键词：Small modular reactor ; Fuel cycle performance ; Evaluation and screening ; Neutron leakage

刊名：Annals of Nuclear Energy

出版年：2017

2.Numerical simulation of the telescope sipping of a leaking VVER fuel assembly

作者：Pé ; ter Szabó ; ^a ; ^{peter.szabo@energia.mta.hu" class="auth_mail" title="E-mail the corresponding author} ; Zoltá ; n Hó ; zer^a ; Katalin Kulacsy^a ; Barbara Somfai^a ; Richá ; rd Nagy^a ; Tibor Burjá ; n^b ; Ilona Baracska Varjú ; ^b ; Tamá ; s Pinté ; r^b

关键词：Leaking fuel rods ; VVER fuel ; Coolant activity ; Fission product release

刊名：Annals of Nuclear Energy

出版年：2017

3.Hydraulic characteristics of a fast reactor fuel subassembly: An experimental investigation

作者：G. Padmakumar^a ; ^{gpk@igcar.gov.in} ; K. Velusamy^a ; B.V.S.S. Prasad^b ; K.K. Rajan^a

关键词：Fast breeder reactor ; Fuel subassembly ; Rod bundle ; Top blockage ; Pressure drop ; Laminar and turbulent flows ; Water model

刊名：Annals of Nuclear Energy

出版年：2017

4.CFD analysis of flow field in a 5 × 5 rod bundle with multi-grid

作者：Songbai Cheng^a ; Huandong Chen^b ; Xiaoying Zhang^a ; ^{zxiaoying@mail.sysu.edu.cn" class="auth_mail" title="E-mail the corresponding author} ; ^{zhangxy_ifcen@yahoo.co.jp" class="auth_mail" title="E-mail the corresponding author}

关键词：5 ; × ; ; 5 rod bundle ; Multi-grid ; Flow field ; Heat transfer ; CFD analysis

刊名：Annals of Nuclear Energy

出版年：2017

5.SFR mechanical scenarios and neutron transport transients with CAST3M code

作者：Grzegorz Kępisty^a ; ^{gkepisty@agh.edu.pl} ; Cyril Patricot^b ; ^{cyril.patricot@cea.fr} ; Daniel Broc^c ; ^{daniel.broc@cea.fr} ; Guillaume Campioni^b ; ^{guillaume.campioni@cea.fr}

关键词：SFR ; Sodium Fast Reactor ; CFSI ; Cast3M Fluid-Structure Interaction (tool) ; CNTT ; Cast3M Neutron Transport Tool ; CEA ; Atomic Energy and Alternative Energies Commission ; FSI ; Fluid-Structure Interaction ; FEM ; Finite Element Method ; LNP ; Lateral Neutron Protection ; FA ; Fuel Assembly ; CR ; Control Rod ; EOL ; End-of-Life

刊名：Annals of Nuclear Energy

出版年：2017

6.A coupling model for the two-stage core calculation method with subchannel analysis for boiling water reactors

作者：Takeshi Mitsuyasu^a ; ^b ; ^{takeshi.mitsuyasu.mz@hitachi.com} ; Motoo Aoyama^a ; Akio Yamamoto^b

关键词：BWR ; Control rod ; Subchannel analysis ; Void fraction

刊名：Annals of Nuclear Energy

出版年：2017

7.Performance-based ECCS cladding acceptance criteria: A new simulation approach

作者：A. Zoino^a ; ^{angelo@zoino.it" class="auth_mail" title="E-mail the corresponding author} ; A. Alfonsi^b ; ^{andrea.alfonsi@inl.gov" class="auth_mail" title="E-mail the corresponding author} ; C. Rabiti^b ; ^{cristian.rabiti@inl.gov" class="auth_mail" title="E-mail the corresponding author} ; R.H. Szilard^b ; ^{ronaldo.szilard@inl.gov" class="auth_mail" title="E-mail the corresponding author} ; F. Giannetti^a ; ^{fabio.giannetti@uniroma1.it" class="auth_mail" title="E-mail the corresponding author} ; G. Caruso^a ; ^{gianfranco.caruso@uniroma1.it" class="auth_mail" title="E-mail the corresponding author}

关键词：LOCA ; ECCS ; Acceptance criteria ; Cladding design ; RAVEN ; PHISICS ; RELAP5-3D

刊名：Annals of Nuclear Energy

出版年：2017

8.Applying image analysis techniques to tomographic images of irradiated nuclear fuel assemblies

作者：Anna Davour^a ; Staffan Jacobsson Svä ; rd^a ; ^{staffan.jacobsson_svard@physics.uu.se" class="auth_mail" title="E-mail the corresponding author} ; Peter Andersson^a ; ^b ; Sophie Grape^a ; Scott Holcombe^b ; Peter Jansson^a ; Mats Troeng^c

关键词：Nuclear fuel ; Image analysis ; Gamma emission tomography ; Nuclear safeguards

刊名：Annals of Nuclear Energy

出版年：2016

9.Determination of fission gas release of spent nuclear fuel in puncturing test and in leaching experiments under anoxic conditions

作者：E. Gonzá ; lez-Robles^a ; ^{ernesto.gonzalez-robles@kit.edu" class="auth_mail" title="E-mail the corresponding author} ; V. Metz^a ; D.H. Wegen^b ; M. Herm^a ; D. Papaioannou^b ; E. Bohnert^a ; R. Gretter^b ; N. Mü ; ller^a ; R. Nasyrow^b ; W. de Weerd^b ; T. Wiss^b ; B. Kienzler^a

关键词：Spent nuclear fuel ; Fission gases ; Puncturing ; Leaching experiments

刊名：Journal of Nuclear Materials

出版年：2016

10.Thermal-hydraulic performance of a 5 × 5 rod bundle with spacer grid in a nuclear reactor

作者：Deqi Chen^a ; ^{chendeqi@cqu.edu.cn" class="auth_mail" title="E-mail the corresponding author} ; Yi Xiao^a ; Shijie Xie^b ; Dewen Yuan^b ; Xuemei Lang^b ; Zile Yang^a ; Yunke Zhong^a ; Qi Lu^a

关键词：Nuclear reactor ; Fuel rod bundle ; Spacer grid ; Turbulent flow ; Heat transfer

刊名：Applied Thermal Engineering

出版年：2016

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