Keywords: محاسبه سوختگی; Burnup calculation; External feed; Nonhomogeneous term; NUIT;
مقالات ISI محاسبه سوختگی (ترجمه نشده)
مقالات زیر هنوز به فارسی ترجمه نشده اند.
در صورتی که به ترجمه آماده هر یک از مقالات زیر نیاز داشته باشید، می توانید سفارش دهید تا مترجمان با تجربه این مجموعه در اسرع وقت آن را برای شما ترجمه نمایند.
در صورتی که به ترجمه آماده هر یک از مقالات زیر نیاز داشته باشید، می توانید سفارش دهید تا مترجمان با تجربه این مجموعه در اسرع وقت آن را برای شما ترجمه نمایند.
Keywords: محاسبه سوختگی; Bilinear weighted neutron cross-section; Burnup calculation; Neutron importance function; MCNIC method;
Keywords: محاسبه سوختگی; Serpent; Monte Carlo; Reactor physics; Homogenization; Burnup calculation;
Development of a Molten Salt Reactor specific depletion code MODEC
Keywords: محاسبه سوختگی; Molten Salt Reactor; Burnup calculation; Nonhomogeneous term; TTA; CRAM; Error analysis of ORIGEN-S;
Neutron importance behavior in a VVER-1000 core during reactor operating cycle
Keywords: محاسبه سوختگی; Burnup dependent neutron importance; VVER-1000 reactor; Burnup calculation; MCNIC method;
Study of in-containment source term behavior for VVER-1000 under LOCA conditions using the IRBURN code system
Keywords: محاسبه سوختگی; Burnup calculation; IRBURN; LWR power reactors; Source term calculation; LOCA;
Nuclear-data uncertainty propagations in burnup calculation for the PWR assembly
Keywords: محاسبه سوختگی; Sensitivity analysis; Uncertainty analysis; Burnup calculation; TMI-1 assembly;
RMC - A Monte Carlo code for reactor core analysis
Keywords: محاسبه سوختگی; RMC; Monte Carlo; Reactor analysis; Source convergence; Burnup calculation;
Concept of prismatic high temperature gas-cooled reactor with SiC coating on graphite structures
Keywords: محاسبه سوختگی; Burnup calculation; Graphite oxidation; Passive safety; Prismatic high temperature gas-cooled reactor; Silicon carbide coating;
Miniature neutron source reactor burnup calculations using IRBURN code system
Keywords: محاسبه سوختگی; Miniature neutron source reactor; IRBURN; Monte Carlo method; Burnup calculation
Calculation of fuel burnup and radionuclide inventory in the Syrian miniature neutron source reactor using the GETERA code
Keywords: محاسبه سوختگی; Burnup calculation; MNSR; Codes; GETERA; WIMSD4; MCNP4C
Re-evaluation of Assay Data of Spent Nuclear Fuel obtained at Japan Atomic Energy Research Institute for validation of burnup calculation code systems
Keywords: محاسبه سوختگی; Isotopic composition; Postirradiation examination (PIE); Assay data of spent nuclear fuel; Burnup calculation; Benchmark data; SFCOMPO;