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Prošek, Andrej, et Borut Mavko. « RELAP5/MOD3.3 Best Estimate Analyses for Human Reliability Analysis ». Science and Technology of Nuclear Installations 2010 (2010) : 1–12. http://dx.doi.org/10.1155/2010/797193.
Texte intégralGonfiotti, Bruno, Michela Angelucci, Bradut-Eugen Ghidersa, Xue Zhou Jin, Mihaela Ionescu-Bujor, Sandro Paci et Robert Stieglitz. « Best-Estimate for System Codes (BeSYC) : A New Software to Perform Best-Estimate Plus Uncertainty Analyses with Thermal-Hydraulic and Safety System Codes for Both Fusion and Fission Scenarios ». Applied Sciences 12, no 1 (29 décembre 2021) : 311. http://dx.doi.org/10.3390/app12010311.
Texte intégralTakeuchi, K., et M. Y. Young. « Assessment of flooding in a best estimate thermal hydraulic code (W̱COBRA/TRAC) ». Nuclear Engineering and Design 186, no 1-2 (novembre 1998) : 225–55. http://dx.doi.org/10.1016/s0029-5493(98)00224-6.
Texte intégralCross, A. W., D. P. DiVincenzo et B. M. Terhal. « A comparative code study for quantum fault tolerance ». Quantum Information and Computation 9, no 7&8 (juillet 2009) : 541–72. http://dx.doi.org/10.26421/qic9.7-8-1.
Texte intégralFURUYA, Masahiro, Yoshihisa Nishi et Nobuyuki Ueda. « S083034 Predictability of Best-Estimate Code, TRACE for Flashing-Induced Density Wave Oscillations ». Proceedings of Mechanical Engineering Congress, Japan 2012 (2012) : _S083034–1—_S083034–5. http://dx.doi.org/10.1299/jsmemecj.2012._s083034-1.
Texte intégralCarlos, S., F. Sanchez-Saez et S. Martorell. « Use of TRACE best estimate code to analyze spent fuel storage pools safety ». Progress in Nuclear Energy 77 (novembre 2014) : 224–38. http://dx.doi.org/10.1016/j.pnucene.2014.07.008.
Texte intégralVinai, Paolo, Rafael Macian-Juan et Rakesh Chawla. « A statistical methodology for quantification of uncertainty in best estimate code physical models ». Annals of Nuclear Energy 34, no 8 (août 2007) : 628–40. http://dx.doi.org/10.1016/j.anucene.2007.03.003.
Texte intégralPetruzzi, Alessandro, Francesco D'Auria, Tomislav Bajs, Francesc Reventos et Yassin Hassan. « International Course to Support Nuclear Licensing by User Training in the Areas of Scaling, Uncertainty, and 3D Thermal-Hydraulics/Neutron-Kinetics Coupled Codes : 3D S.UN.COP Seminars ». Science and Technology of Nuclear Installations 2008 (2008) : 1–16. http://dx.doi.org/10.1155/2008/874023.
Texte intégralVileiniskis, V., et A. Kaliatka. « Best estimate analysis of PHEBUS FPT1 experiment bundle phase using ASTEC code ICARE module ». Kerntechnik 76, no 4 (août 2011) : 254–60. http://dx.doi.org/10.3139/124.110158.
Texte intégralBousbia-Salah, Anis, et Francesco D'Auria. « Use of coupled code technique for Best Estimate safety analysis of nuclear power plants ». Progress in Nuclear Energy 49, no 1 (janvier 2007) : 1–13. http://dx.doi.org/10.1016/j.pnucene.2006.10.002.
Texte intégralVadi, Roozbeh, et Kamran Sepanloo. « Investigation of a LOCA in a typical MTR by a novel best-estimate code ». Progress in Nuclear Energy 86 (janvier 2016) : 141–61. http://dx.doi.org/10.1016/j.pnucene.2015.10.013.
Texte intégralAgnello, G., P. A. Di Maio, A. Bersano et F. Mascari. « Cold Leg LBLOCA uncertainty analysis using TRACE/DAKOTA coupling ». Journal of Physics : Conference Series 2177, no 1 (1 avril 2022) : 012023. http://dx.doi.org/10.1088/1742-6596/2177/1/012023.
Texte intégralBae, Sung-Won, et Bub-Dong Chung. « DEVELOPMENT OF THE MULTI-DIMENSIONAL HYDRAULIC COMPONENT FOR THE BEST ESTIMATE SYSTEM ANALYSIS CODE MARS ». Nuclear Engineering and Technology 41, no 10 (31 décembre 2009) : 1347–60. http://dx.doi.org/10.5516/net.2009.41.10.1347.
Texte intégralKang, Seok-Ju, Hae-Yong Jeong, Sung-Won Bae, Chi-Woong Choi, Kwi-Seok Ha et Jae-Seung Suh. « Best estimate calculation and uncertainty quantification of sodium-cooled fast reactor using MARS-LMR code ». Annals of Nuclear Energy 115 (mai 2018) : 138–53. http://dx.doi.org/10.1016/j.anucene.2018.01.033.
Texte intégralSengupta, Samiran, Vijay K. Veluri, R. Patel, S. Mammen et S. Bhattacharya. « Application of best estimate thermal hydraulic code for safety analysis of high flux research reactor ». Life Cycle Reliability and Safety Engineering 6, no 2 (juin 2017) : 109–17. http://dx.doi.org/10.1007/s41872-017-0011-y.
Texte intégralGlaeser, Horst. « GRS Method for Uncertainty and Sensitivity Evaluation of Code Results and Applications ». Science and Technology of Nuclear Installations 2008 (2008) : 1–7. http://dx.doi.org/10.1155/2008/798901.
Texte intégralJeong, Hae-Yong. « Analysis of Loss of Condenser Vacuum Accident using a Conservative Approach with a Best-Estimate Code ». Journal of Energy Engineering 24, no 4 (31 décembre 2015) : 175–82. http://dx.doi.org/10.5855/energy.2015.24.4.175.
Texte intégralLim, Chul-Kyu, Sang-Koo Han, Sook-Kwan Kim, Dong-Sik Jin, Bong-Jin Ko, Yong-Ho Hong, Kwang-Il Ahn et al. « Best-estimate analysis for a MSGTR accident of CANDU-6 plants using the MAAP-ISAAC code ». Nuclear Engineering and Design 359 (avril 2020) : 110452. http://dx.doi.org/10.1016/j.nucengdes.2019.110452.
Texte intégralCeuca, Cristian Sabin, H. Austregesilo et R. Macian-Juan. « BEST-ESTIMATE SIMULATIONS OF CONDENSATION-INDUCED WATER HAMMER IN HORIZONTAL PIPES WITH THE SYSTEM ANALYSIS CODE ATHLET ». Multiphase Science and Technology 26, no 4 (2014) : 305–27. http://dx.doi.org/10.1615/multscientechn.v26.i4.30.
Texte intégralMarao, A., T. Kaliatka, A. Kaliatka et E. Ušpuras. « Adaptation of the FEMAXI-6 code and RBMK fuel rods model testing employing the best estimate approach ». Kerntechnik 75, no 3 (avril 2010) : 72–80. http://dx.doi.org/10.3139/124.110069.
Texte intégralKim, Kyung-Doo, Jae-Jun Jeong, Seung-Wook Lee, Myeong-Soo Lee, Jae-Seung Suh, Jin-Hyuk Hong et Yong-Kwan Lee. « Development of NSSS Thermal-Hydraulic Model for KNPEC-2 Simulator Using the Best-Estimate Code RETRAN-3D ». Nuclear Technology 148, no 1 (octobre 2004) : 3–11. http://dx.doi.org/10.13182/nt04-a3543.
Texte intégralTAKIWAKI, Kenya, Yutaka TAKEUCHI, Norio SAKAI et Taku KITAMURA. « A205 Development of BOP models for best estimate transient analysis code and application to plant cycle evaluation ». Proceedings of the National Symposium on Power and Energy Systems 2011.16 (2011) : 225–26. http://dx.doi.org/10.1299/jsmepes.2011.16.225.
Texte intégralHadjam, Ahmed, Ferhat Souidi, Ahcene Loubar et Marcel Weber. « Simulation of a LBLOCA in the CALLISTO test facility using the best estimate computer code RELAP5/SCDAP3.2 ». Nuclear Engineering and Design 262 (septembre 2013) : 153–67. http://dx.doi.org/10.1016/j.nucengdes.2013.03.052.
Texte intégralTaleyarkhan, R. P., A. F. McFarlane, R. T. Lahey et M. Z. Podowski. « Benchmarking and qualification of the nufreq-npw code for best estimate prediction of multichannel core stability margins ». Nuclear Engineering and Design 151, no 1 (novembre 1994) : 157–71. http://dx.doi.org/10.1016/0029-5493(94)90040-x.
Texte intégralAvramova, M., A. Velazquez-Lozada et A. Rubin. « Comparative Analysis of CTF and Trace Thermal-Hydraulic Codes Using OECD/NRC PSBT Benchmark Void Distribution Database ». Science and Technology of Nuclear Installations 2013 (2013) : 1–12. http://dx.doi.org/10.1155/2013/725687.
Texte intégralAdorni, Martina, Alessandro Del Nevo, Francesco D'Auria et Oscar Mazzantini. « A Procedure to Address the Fuel Rod Failures during LB-LOCA Transient in Atucha-2 NPP ». Science and Technology of Nuclear Installations 2011 (2011) : 1–11. http://dx.doi.org/10.1155/2011/929358.
Texte intégralMathis, Alexander, Andreas V. M. Herz et Martin Stemmler. « Optimal Population Codes for Space : Grid Cells Outperform Place Cells ». Neural Computation 24, no 9 (septembre 2012) : 2280–317. http://dx.doi.org/10.1162/neco_a_00319.
Texte intégralDUONG, Thanh Tung, et Yuichi OTSUKA. « Development of Statistical Safety Analysis for Best-Estimate Code for Loss of Coolant Accident Using Relap5/Mod 3.3 ». Proceedings of Conference of Hokuriku-Shinetsu Branch 2020.57 (2020) : D013. http://dx.doi.org/10.1299/jsmehs.2020.57.d013.
Texte intégralProšek, Andrej, et Marko Matkovič. « RELAP5/MOD3.3 Analysis of the Loss of External Power Event with Safety Injection Actuation ». Science and Technology of Nuclear Installations 2018 (2018) : 1–14. http://dx.doi.org/10.1155/2018/6964946.
Texte intégralSkrzypek, M., E. Skrzypek, M. Stempniewicz et J. Malesa. « Study on the DLOFC accident of the GEMINI+ conceptual design of HTGR reactor with MELCOR and SPECTRA ». Journal of Physics : Conference Series 2048, no 1 (1 octobre 2021) : 012043. http://dx.doi.org/10.1088/1742-6596/2048/1/012043.
Texte intégralFrepoli, Cesare. « An Overview of Westinghouse Realistic Large Break LOCA Evaluation Model ». Science and Technology of Nuclear Installations 2008 (2008) : 1–15. http://dx.doi.org/10.1155/2008/498737.
Texte intégralPerin, Yann, et Javier Jimenez Escalante. « Application of the best-estimate plus uncertainty approach on a BWR ATWS transient using the NURESIM European code platform ». Nuclear Engineering and Design 321 (septembre 2017) : 48–56. http://dx.doi.org/10.1016/j.nucengdes.2017.05.018.
Texte intégralShamir, Maoz. « The Scaling of Winner-Takes-All Accuracy with Population Size ». Neural Computation 18, no 11 (novembre 2006) : 2719–29. http://dx.doi.org/10.1162/neco.2006.18.11.2719.
Texte intégralPetruzzi, Alessandro, et Francesco D'Auria. « Approaches, Relevant Topics, and Internal Method for Uncertainty Evaluation in Predictions of Thermal-Hydraulic System Codes ». Science and Technology of Nuclear Installations 2008 (2008) : 1–17. http://dx.doi.org/10.1155/2008/325071.
Texte intégralKhedr, Ahmed, Martina Adorni et Francesco d’Auria. « The effect of code user and boundary conditions on RELAP calculations of MTR research reactor transient scenarios ». Nuclear Technology and Radiation Protection 20, no 1 (2005) : 16–22. http://dx.doi.org/10.2298/ntrp0501016k.
Texte intégralAngelucci, Michela, Bruno Gonfiotti, Bradut-Eugen Ghidersa, Xue Zhou Jin, Mihaela Ionescu-Bujor, Sandro Paci et Robert Stieglitz. « Post-Test Numerical Analysis of a Helium-Cooled Breeding Blanket First Wall under LOFA Conditions with the MELCOR Fusion Code ». Applied Sciences 12, no 1 (24 décembre 2021) : 187. http://dx.doi.org/10.3390/app12010187.
Texte intégralHamad, Ahmed A., Mohammed Taih Gatte et Laith Ali Abdul-Rahaim. « Efficient systematic turbo polar decoding based on optimized scaling factor and early termination mechanism ». International Journal of Electrical and Computer Engineering (IJECE) 13, no 1 (1 février 2023) : 629. http://dx.doi.org/10.11591/ijece.v13i1.pp629-637.
Texte intégralWłostowski, Mateusz, Paweł Domitr et Piotr Darnowski. « A Sensitivity Study of Critical Flow Modeling with MELCOR 2.2 Code Based on the Marviken CFT-21 Experiment ». Energies 14, no 16 (13 août 2021) : 4985. http://dx.doi.org/10.3390/en14164985.
Texte intégralProšek, Andrej. « RELAP5 Calculations of Bethsy 9.1b Test ». Science and Technology of Nuclear Installations 2012 (2012) : 1–11. http://dx.doi.org/10.1155/2012/238090.
Texte intégralJones, D. P., et J. E. Holliday. « Elastic-Plastic Analysis of the PVRC Burst Disk Tests With Comparison to the ASME Code Primary Stress Limits ». Journal of Pressure Vessel Technology 122, no 2 (7 mars 2000) : 146–51. http://dx.doi.org/10.1115/1.556164.
Texte intégralWong, C. M., et W. K. Tso. « Seismic loading for buildings with setbacks ». Canadian Journal of Civil Engineering 21, no 5 (1 octobre 1994) : 863–71. http://dx.doi.org/10.1139/l94-092.
Texte intégralAntariksawan, Anhar Riza, Surip Widodo et Hendro Tjahjono. « PARAMETRIC STUDY OF LOCA IN TRIGA-2000 USING RELAP5/SCDAP CODE ». JURNAL TEKNOLOGI REAKTOR NUKLIR TRI DASA MEGA 19, no 2 (26 mai 2017) : 59. http://dx.doi.org/10.17146/tdm.2017.19.2.3279.
Texte intégralUi, Atsushi, et Takamasa Miyaji. « Peach Bottom 2 Turbine Trip Simulation Using TRAC-BF1/COS3D, a Best-Estimate Coupled 3-D Core and Thermal-Hydraulic Code System ». Nuclear Science and Engineering 148, no 2 (octobre 2004) : 281–90. http://dx.doi.org/10.13182/nse04-a2458.
Texte intégralJin, Dong-Sik, Sook-Kwan Kim, Sang-Koo Han, Chul-Kyu Lim, Bong-Jin Ko, Yong-Ho Hong, Kwang-Il Ahn et al. « Best-estimate severe accident and source term analysis for an ISLOCA scenario of a CANDU-6 plant using the MAAP-ISAAC code ». Nuclear Engineering and Design 358 (mars 2020) : 110443. http://dx.doi.org/10.1016/j.nucengdes.2019.110443.
Texte intégralPošta, Borna, et Siniša Šadek. « Mathematical model of the NPP Krško PCFV system for the RELAP5 computer code ». Journal of Energy - Energija 66, no 1-4 (23 juin 2022) : 226–40. http://dx.doi.org/10.37798/2017661-4106.
Texte intégralRacca, Stefano, et Tomasz Kozlowski. « Trace Code Validation for BWR Spray Cooling Injection and CCFL Condition Based on GÖTA Facility Experiments ». Science and Technology of Nuclear Installations 2012 (2012) : 1–17. http://dx.doi.org/10.1155/2012/282987.
Texte intégralTong, Michael T., Ian Halliwell et Louis J. Ghosn. « A Computer Code for Gas Turbine Engine Weight and Disk Life Estimation ». Journal of Engineering for Gas Turbines and Power 126, no 2 (1 avril 2004) : 265–70. http://dx.doi.org/10.1115/1.1691980.
Texte intégralMartin, Robert P., et Larry D. O'Dell. « Development Considerations of AREVA NP Inc.'s Realistic LBLOCA Analysis Methodology ». Science and Technology of Nuclear Installations 2008 (2008) : 1–13. http://dx.doi.org/10.1155/2008/239718.
Texte intégralEbiwonjumi, Bamidele, Peng Zhang et Deokjung Lee. « SENSITIVITY ANALYSIS OF PWR SPENT FUEL DUE TO MODELLING PARAMETER UNCERTAINTIES USING SURROGATE MODELS ». EPJ Web of Conferences 247 (2021) : 15009. http://dx.doi.org/10.1051/epjconf/202124715009.
Texte intégralZhou, Lin, Qingsheng Zhao, Shukai Chi, Yanlong Li, Lanjun Liu et Qianxiang Yu. « A fractional Fourier transform–based channel estimation algorithm in single-carrier direct sequence code division multiple access underwater acoustic communication system ». International Journal of Distributed Sensor Networks 15, no 1 (janvier 2019) : 155014771982600. http://dx.doi.org/10.1177/1550147719826001.
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