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Advances in nuclear fuel managment V
Advances in nuclear fuel managment V
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1.
EXPERIENCE DEVELOPING POWER PEAKING PENALTIES FOR FUEL ASSEMBLIES RECONSTITUTED WITH STAINLESS STEEL RODS AT OCONEE NUCLEAR STATION
机译:
Oconee核电站用不锈钢棒组成的燃料组件的发展动力对等罚则
作者:
David Orr
;
Joy Forster
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
reconstitution;
core design;
BW;
CASMO;
2.
DESIGNING OPTIMIZED SHUFFLES WITH SOSA
机译:
使用SOSA设计优化的衬纸
作者:
P.H. Wakker
;
H.P.M. Gibcus
;
F.C.M. Verhagen
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
SOSA;
shuffle sequence;
reload time;
3.
DEVELOPMENT OF A FULL-CORE REACTIVITY EQUIVALENCE FOR FeCrAl ENHANCED ACCIDENT TOLERANT FUEL IN BWRs
机译:
压水堆FeCrAl增强耐事故燃料全反应活性等效物的开发
作者:
Nathan M. George
;
Jeffrey J. Powers
;
G. Ivan Maldonado
;
Andrew Worrall
;
Kurt A. Terrani
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
Accident Tolerant Fuel;
BWR;
FeCrAl;
Alternate Cladding;
3D;
4.
ON MULTIOBJECTIVE OPTIMISATION APPROACHES FOR IN-CORE FUEL MANAGEMENT OPTIMISATION
机译:
内燃料管理优化的多目标优化方法研究
作者:
Evert B. Schluenz
;
Pavel M. Bokov
;
Jan H. van Vuuren
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
in-core fuel management optimisation;
multiobjective optimisation;
Pareto op-timality;
scalarisation;
5.
NEUTRONIC AND ECONOMIC EVALUATION OF ACCIDENT TOLERANT FUEL CONCEPTS FOR LIGHT WATER REACTORS
机译:
轻水反应堆耐燃油概念的中性和经济评价
作者:
Ian Younker
;
Massimiliano Fratoni
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
accident tolerant fuel;
light water reactors;
ceramic coatings for clad;
alternative clad;
6.
BWR Control Rod Mechanical Design Considerations based on a Review of General Electric Control Rod Design and Performance History
机译:
基于一般电气控制杆设计和性能历史回顾的BWR控制杆机械设计注意事项
作者:
Scott Nelson
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
BWR;
Control Rod;
Stress Corrosion Cracking;
Design;
7.
Tutorial Series on Characterization of Uncertainty (TUSC): Reduced Order Modeling, Dimensionality Reduction, Surrogate Modeling, Function Approximation, Fitting, etc
机译:
不确定性表征(TUSC)教程系列:降阶建模,降维,代理建模,函数逼近,拟合等
作者:
Hany S. Abdel-Khalik
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
Uncertainty characterization;
reduced order modeling;
8.
ACCIDENT TOLERANT FUEL AND RESULTING FUEL EFFICIENCY IMPROVEMENTS
机译:
耐事故燃油和燃油效率改进
作者:
Jeffrey Secker
;
Fausto Franceschini
;
Sumit Ray
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
SiC;
UN;
U_3Si_2;
Fuel Efficiency;
9.
IDENTIFYING MODELING PARAMETERS TO INFLUENCE AN OPERATING EXPERIENCE OBSERVATION
机译:
识别建模参数以影响操作体验观察
作者:
Atul A. Karve
;
Russell E. Stachowski
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
Uncertainty;
modeling sensitivity;
thermal margin;
10.
MULTIPHYSICS PWR MODELING INCLUDING CRUD INDUCED POWER SHIFT (CIPS) AND CRUD INDUCED LOCALIZED CORROSION (CILC)
机译:
多物理层PWR建模,包括因摩擦引起的功率转换(CIPS)和因腐蚀引起的局部腐蚀(CILC)
作者:
Andrew Petrarca
;
Jeffrey Secker
;
Michael Krammen
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
CRUD;
CILC;
Multi-Physics;
11.
EVALUATION OF THE NPP KRSKO CORE BY JSI AND WESTINGHOUSE NUCLEAR ANALYSIS CODES
机译:
JSI和西屋核分析代码对核电厂KRSKO核的评估
作者:
Marjan Kromar
;
Fausto Franceschini
;
Dusan Calic
;
Harish C. Huria
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
PWR;
Nuclear core design calculations;
Comparison to measurements;
12.
OVERVIEW OF NEW MHI ONLINE CORE MONITORING SYSTEM VISION
机译:
新型MHI在线核心监控系统愿景概述
作者:
Yuki Takemoto
;
Kazuki Kirimura
;
Naoko Iida
;
Shinya Kosaka
;
Hideki Matsumoto
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
VISION;
PWR;
Core monitoring system;
COSMO-S;
13.
SIMULATION OF CASL 3D HFP FUEL ASSEMBLY BENCHMARK PROBLEM WITH ON-THE-FLY DOPPLER BROADENING IN MCNP6
机译:
MCNP6中带有多普勒扩频的CASL 3D HFP燃料组装基准问题的模拟
作者:
Scott J. Wilderman
;
William R. Martin
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
Monte Carlo;
Doppler feedback;
On-the-fly Doppler broadening;
14.
24-month PWR Fuel Cycles - Two Decades of AREVA Design and Operating Experience
机译:
24个月的PWR燃料循环-两个十年的AREVA设计和运营经验
作者:
Craig Hove
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
Extended PWR fuel cycles;
efficient use of uranium;
heavy U-metal loading;
15.
NUCLEAR FUEL MANAGEMENT CAPACITY BUILDING INITIATIVE FOR THE PERSPECTIVE OF INTRODUCING NUCLEAR POWER IN MOROCCO
机译:
摩洛哥引进核电的核燃料管理能力建设倡议
作者:
Bouhelal Oum Keltoum
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
energy strategy;
nuclear infrastructure;
capacity building;
16.
TWO-DIMENSIONAL BWR CORE ANALYSIS USING MULTI-ASSEMBLY CASMO5 AND SIMULATES
机译:
使用多组件CASMO5和模拟进行二维BWR核心分析
作者:
Rodolfo M. Ferrer
;
Joshua M. Hykes
;
Joel D. Rhodes Ⅲ
;
Tamer Bahadir
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
Boiling Water Reactor (BWR);
Depletion;
Gadolinium;
CASMO5;
SIMULATE5;
CMS5;
17.
IMPROVED PWR RADIAL REFLECTOR MODELING WITH SIMULATE5
机译:
利用Simulate5改进的PWR径向反射器建模
作者:
Tamer Bahadir
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
Reflector Modeling;
Assembly Homogenization;
SIMULATE5;
CASMO5;
BEAVRS;
18.
Southern Nuclear's Implementation of Westinghouse's Next Generation Core Design Simulator and Core Monitoring Software
机译:
南方核电公司对西屋公司下一代核心设计模拟器和核心监控软件的实施
作者:
Robin D. Jones
;
Gary T. Wolfram
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
19.
FINITE DIFFERENCE METHOD WITH CORRECTIVE COUPLING COEFFICIENT FOR NEUTRON DIFFUSION CALCULATION OF NUCLEAR REACTOR CORE ANALYSIS
机译:
核反应堆核分析中子扩散计算的带正耦合系数的有限差分法
作者:
Jae-Seung Song
;
Jin Young Cho
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
Neutron Diffusion;
Coarse Mesh Finite Difference Method;
Whole Core Transport Calculation;
Corrective Coupling Coefficient;
20.
WHOLE CORE ANALYSIS OF MOLTEN SALT BREEDER REACTOR
机译:
盐分育肥机的全核分析
作者:
Jinsu Park
;
Yongjin Jeong
;
Deokjung Lee
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
MSR;
online reprocessing;
MSBR;
MCNP;
equilibrium state;
21.
OPTIMIZING THE IN-CORE FUEL MANAGEMENT OF BWRS USING ROSA
机译:
使用ROSA优化BWRS的内部燃料管理
作者:
L Gilli
;
P H Wakker
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
In-core fuel management;
BWR;
Nodal methods;
Simulated annealing;
22.
Physics-guided Coverage Mapping (PCM): A New Methodology for Model Validation
机译:
物理指导的覆盖图(PCM):用于模型验证的新方法
作者:
Hany S. Abdel-Khalik
;
Ayman I. Hawari
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
Model validation;
uncertainty quantification;
criticality safety;
23.
OPTIMIZING THE OUTAGE REFUELING TIME WITH SHUFFLE CONSCIOUS CORE DESIGN EVALUATION VIA ePROMETHEUS™
机译:
借助ePROMETHEUS™进行舒心的核心设计评估,优化停机时间
作者:
Serkan Yilmaz
;
John A. Elam
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
Optimization;
ePrometheus;
BWR;
Outage;
refueling time;
shuffle conscious;
core design;
fuel cycle management;
24.
AUTOMATED REACTOR RECORDS EVALUATION FRAMEWORK
机译:
自动反应器记录评估框架
作者:
Jonatan Hejzlar
;
Frantisek Havluj
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
code validation;
reactor records;
zero power physics tests;
automated processing;
25.
Performance Of Thoria Fuels And SiC Cladding For Burning Of Plutonium In Pressurized Water Reactors
机译:
加压水反应堆中Thoria燃料和SiC熔覆燃烧ing的性能
作者:
Yanin Sukjai
;
Mujid S. Kazimi
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
Thorium;
Plutonium;
Fuel Performance;
FRAPCON;
26.
COMPARISON OF THORIUM AND URANIUM FUEL PERFORMANCE IN VVER-1000 REACTOR
机译:
VVER-1000反应器中HOR和铀燃料性能的比较
作者:
Jan Frybort
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
thorium fuel;
VVER-1000;
ANDREA;
HELIOS;
full-core;
27.
RECENT DEVELOPMENTS OF THE ROSA PWR CODE AND A SPECIAL LOADING PATTERN DESIGN APPLICATION
机译:
ROSA PWR代码的最新发展和特殊的加载模式设计应用
作者:
F.C.M. Verhagen
;
H.P.M. Gibcus
;
P.H. Wakker
;
D. Janin
;
M. Seidl
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
ROSA;
Simulated Annealing;
Loading Pattern Optimization;
Core Design;
End of Life Scenario;
28.
Effect of Energy Group Structure on a Stylized European Pressurized Reactor (EPR) For Criticality Analysis
机译:
能级结构对程式化欧洲加压反应堆(EPR)进行临界分析的影响
作者:
Daniel Lago
;
Farzad Rahnema
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
multigroup cross sections;
EPR;
HELIOS;
29.
DETAILED VIPRE CORE MODELS FROM SIMULATE-3K
机译:
SIMULATE-3K的详细VIPRE核心模型
作者:
Gerardo Grandi
;
Jerry Judd
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
RIA Analysis;
Rod Ejection Accident;
SIMULATE-3K;
VIPRE;
SIMULATE5;
30.
FUEL CYCLE PERFORMANCE OF INTERMEDIATE SPECTRUM REACTORS WITH U/TH FEED AND CONTINUOUS RECYCLING OF U/TRU AND TH/U3
机译:
具有U / TH进给和U / TRU和TH / U3连续循环的中间光谱反应器的燃料循环性能
作者:
Nicholas R. Brown
;
Michael Todosow
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
US fuel cycle;
Sustainability;
Thorium;
Evaluation and screening;
31.
INNOVATIVE APPROACH TO RELOADING AN INITIAL CYCLE
机译:
重新加载初始循环的创新方法
作者:
Jun Shi
;
Samuel Levine
;
Kostadin Ivanov
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
Low leakage core;
Haling Power Depletion;
Burnable poisons;
Pin peak power;
Fuel costs;
32.
A NEW MILP BASED LOADING PATTERN SEARCH TOOL
机译:
一种新的基于MILP的加载模式搜索工具
作者:
Frank Popa
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
Loading pattern search optimization;
33.
DEMONSTRATION OF A FULL-CORE REACTIVITY EQUIVALENCE FOR FeCrAl ENHANCED ACCIDENT TOLERANT FUEL IN BWRs
机译:
压水堆中FeCrAl增强的耐事故燃料全反应活性当量的演示
作者:
Nathan M. George
;
Jeffrey J. Powers
;
G. Ivan Maldonado
;
Andrew Worrall
;
Kurt A. Terrani
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
Accident Tolerant Fuel;
BWR;
FeCrAl;
Alternate Cladding;
3D;
34.
The Greedy Exhaustive Dual Binary Swap Method for Fuel Loading Optimization Using the poropy Reactor Optimization Tool
机译:
使用Poropy反应堆优化工具的贪婪穷举性二元交换法优化燃料装载
作者:
Carl C. Haugen
;
Kord S. Smith
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
Optimization;
Core Loading;
Deterministic;
35.
A FULL CORE INTEGRAL FUEL PERFORMANCE ASSESSMENT OF SIC CLADDING
机译:
SIC覆层的完整核心整体燃料性能评估
作者:
Alexander J. Mieloszyk
;
Ronald Gil
;
Koroush Shirvan
;
Mujid S. Kazimi
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
Fuel performance;
Silicon carbide cladding;
Full core analysis;
36.
CORE FOLLOW AND COLD CRITICAL CALCULATIONS OF OPERATION CYCLES AFTER EXTENDED OUTAGE IN BWRS
机译:
BWRS延长中断后的运行周期核心跟踪和冷临界计算
作者:
Tsuyoshi Ama
;
Takashi Yoshii
;
Akihiro Fukao
;
Katsuyoshi Oyama
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
Core follow calculation;
CCT;
Extended outage;
BWR;
37.
I~2S-LWR FUEL MANAGEMENT OPTIONS FOR AN 18-MONTH CYCLE LENGTH
机译:
I〜2S-LWR燃油管理选项(适用于18个月的循环时间)
作者:
D. Salazar
;
F. Franceschini
;
P. Ferroni
;
B. Petrovic
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
I~2S-LWR;
high power density core;
silicide fuel;
equilibrium cycle;
38.
MODELING METHODS FOR TIGHTLY PACKED GRANULAR FUEL
机译:
紧密包装颗粒燃料的建模方法
作者:
Abdalla Abou-Jaoude
;
Anna Erickson
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
sphere packing algorithm;
granular fuel;
neutronic modeling;
error analysis;
39.
SMR FUEL CYCLE OPTIMIZATION AND CONTROL ROD DEPLETION USING NESTLE AND LWROPT
机译:
嵌套和LWP算法优化SMR燃料循环和控制杆损耗
作者:
Keith E. Ottinger
;
P. Eric Collins
;
Nicholas P. Luciano
;
G. Ivan Maldonado
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
NESTLE;
LWROpt;
Fuel Cycle Optimization;
Control Rod Pattern;
SMR;
40.
DEVELOPMENT OF COBRA-TF FOR MODELING FULL-CORE, REACTOR OPERATING CYCLES
机译:
用于全核反应堆运行周期建模的COBRA-TF的开发
作者:
Robert K. Salko
;
Travis Lange
;
Vefa Kucukboyaci
;
Yixing Sung
;
Scott Palmtag
;
Jess Gehin
;
Maria Avramova
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
COBRA-TF;
CTF;
CASL;
DNB;
CRUD;
41.
Updated Fuel Cycle Cost Model of the Fluoride-salt-cooled High-temperature Reactor (FHR) Based on Neutronic Calculations Using MC Dancoff Factors
机译:
基于使用MC Dancoff因子进行中子学计算的氟化物盐冷高温反应堆(FHR)的更新燃料循环成本模型
作者:
Christopher Kingsbury
;
Bojan Petrovic
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
Fuel Cycle;
Fluoride-salt-cooled High-temperature Reactor (FHR);
Advanced High Temperature Reactor (AHTR);
Monte Carlo;
Dancoff factor;
42.
ECONOMIC ASSESSMENT OF ACCIDENT TOLERANT FUEL CLADDING OPTIONS
机译:
事故耐受燃料包覆方案的经济评估
作者:
Nathan Andrews
;
Koroush Shirvan
;
Ed Pilat
;
Mujid S. Kazimi
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
Advanced Nuclear Fuel;
Nuclear Energy Economics;
Molybdenum;
Silicon Carbide;
43.
AP1000~® PWR STARTUP CORE MODELING AND SIMULATION WITH VERA-CS
机译:
使用VERA-CS的AP1000〜®PWR启动核心建模和仿真
作者:
F. Franceschini
;
A. T. Godfrey
;
S. Stimpson
;
T. Evans
;
B. Collins
;
J. C. Gehin
;
J. Turner
;
A. Graham
;
T. Downar
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
AP1000 PWR;
MSHIM;
VERA;
KENO;
44.
IMPROVEMENTS IN TIP AND GAMMA SCAN PREDICTIONS IN THE NEXT GENERATION GNF BWR CORE SIMULATOR AETNA02
机译:
下一代GNF BWR核模拟器AETNA02中的笔尖和伽马扫描预测的改进
作者:
James E. Banfield
;
Tatsuya Iwamoto
;
Jason Mann
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
TIP;
Gamma Scan;
Core Simulator;
BWR;
45.
Westinghouse Development and Customer Support for the New Core Analysis and Design System
机译:
新的核心分析和设计系统的西屋开发和客户支持
作者:
Vincent S. Penkrot
;
William A. Boyd
;
Baocheng Zhang
;
Kevin T. Lasswell
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
ANC9;
BEACON7;
Core Analysis;
Core Monitoring;
46.
METHODOLOGY OF THE ON-LINE FUEL MANAGEMENT OF PEBBLE BED HIGH TEMPERATURE REACTORS INCLUDING FOLLOW AND PREDICTION METHODS
机译:
卵石高温反应器在线燃料管理的方法论及预测方法
作者:
XIA Bing
;
LI Fu
;
WEI Chunlin
;
ZHANG Jian
;
GUO Jiong
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
Modular PB-HTR;
On-line fuel management;
On-line follow calculation;
Prediction calculation;
HTR-10;
47.
DESIGN OF A FAST BREED/BURN REACTOR CORE USING THE DETERMINISTIC CODE KANEXT
机译:
使用确定性代码Kanext设计快速繁殖/燃烧反应堆核心
作者:
Roberto Lopez-Solis
;
Juan Luis Francois-Lacouture
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
SFR;
breed/burn reactor;
fuel reshuffling;
deterministic code;
48.
PELLET-CLADDING MECHANICAL INTERACTION ANALYSES USING VERA
机译:
使用VERA的包层力学相互作用分析
作者:
Mervin B. T.
;
Pytel M. L.
;
Hussey D. F.
;
Hess S. M.
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
fuel performance;
PCI;
Falcon;
BISON;
CASL;
49.
A METHOD TO OPTIMIZE ROBUST CORE DESIGN PERFORMANCE BASED ON DESIGN FOR SIX SIGMA (DFSS) METHODOLOGY
机译:
基于六西格玛(DFSS)方法设计的鲁棒核心设计性能优化方法
作者:
Serkan Yilmaz
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
Optimization;
ePrometheus;
Six Sigma;
Robust Design;
DFSS;
Fuel Cycle Management;
50.
COMPARATIVE NEUTRONICS ANALYSIS OF DIMPLE S06 BENCHMARK
机译:
双重S06基准的比较中子分析
作者:
Wonkyeong Kim
;
Jinsu Park
;
Deokjung Lee
;
Tomasz Kozlowski
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
DIMPLE S06;
Assembly homogenized cross section;
Nodal calculation;
ADF;
51.
CASMO5 ANALYSIS OF NCA TUNGSTEN CRITICAL EXPERIMENTS
机译:
NCA钨关键实验的CASMO5分析
作者:
Joshua Hykes
;
Rodolfo Ferrer
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
CASMO5;
tungsten gray rods;
critical experiments;
52.
CRANE: A NEW SCALE SUPER-SEQUENCE FOR NEUTRON TRANSPORT CALCULATIONS
机译:
起重机:中子运输计算的新规模超序列
作者:
Congjian Wang
;
Hany S. Abdel-Khalik
;
Ugur Mertyurek
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
Reduced order modeling;
intersection subspace method;
EpGPT;
53.
The TRU-incinerating thorium RBWR core preliminary design
机译:
TRU焚化or RBWR核的初步设计
作者:
Phillip Gorman
;
Sandra Bogetic
;
Guanheng Zhang
;
Massimiliano Fratoni
;
Jasmina Vujic
;
Ehud Greenspan
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
TRU transmutation;
reduced moderation BWR;
thorium;
54.
DETERMINISTIC METHODS FOR PWR FUEL LOADING OPTIMIZATION
机译:
压水堆燃料优化的确定方法
作者:
Fariz Abdul Rahman
;
John C. Lee
;
Fausto Franceschini
会议名称:
《Advances in nuclear fuel managment V》
|
2009年
关键词:
Deterministic;
Multi-Control;
PWR;
Fuel Loading Optimization;
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