Tài liệu tham khảo |
Loại |
Chi tiết |
1. Geelhood K.J., W.G. Luscher and C.E. Beyer (2014), FRAPCON-3.5: A Computer for the Calculation of Steady-State, Thermal-Mechanical Behaviour of Oxide Fuel Rods for High Burn-up, NUREG/CR-7022, Vol.1, US NRC, USA |
Sách, tạp chí |
Tiêu đề: |
FRAPCON-3.5: A Computer for the Calculation of Steady-State, Thermal-Mechanical Behaviour of Oxide Fuel Rods for High Burn-up |
Tác giả: |
Geelhood K.J., W.G. Luscher and C.E. Beyer |
Năm: |
2014 |
|
2. Geelhood K.J., W.G. Luscher and C.E. Beyer (2014), FRAPCON-3.5: Integral Assessment, NUREG/CR-7022, Vol.2, US NRC, USA |
Sách, tạp chí |
Tiêu đề: |
FRAPCON-3.5: Integral Assessment |
Tác giả: |
Geelhood K.J., W.G. Luscher and C.E. Beyer |
Năm: |
2014 |
|
3. Jinzhao Zhang (2013), “Simulation of Fuel Behaviors Under LOCA and RIA Using FRAPTRAN and Uncertainty Analysis with DAKOTA”, IAEA Technical Meeting on Modeling of Water-Cooled Fuel Including Design Basis and Severe Accidents, China |
Sách, tạp chí |
Tiêu đề: |
Simulation of Fuel Behaviors Under LOCA and RIA Using FRAPTRAN and Uncertainty Analysis with DAKOTA”, "IAEA Technical Meeting on Modeling of Water-Cooled Fuel Including Design Basis and Severe Accidents |
Tác giả: |
Jinzhao Zhang |
Năm: |
2013 |
|
4. Kopytov I.I., S.B.Ryzhov, Yu.M. Semchenkov et al. (2009), Prelimary Safety Analysis Report Novovoronezh NPP-2 Power Unit 1, Rusia |
Sách, tạp chí |
Tiêu đề: |
Prelimary Safety Analysis Report Novovoronezh NPP-2 Power Unit 1 |
Tác giả: |
Kopytov I.I., S.B.Ryzhov, Yu.M. Semchenkov et al |
Năm: |
2009 |
|
5. Massoud T. Simnad (2002), Nuclear Reactor Materials and Fuels, University of California, San Diego |
Sách, tạp chí |
Tiêu đề: |
Nuclear Reactor Materials and Fuels |
Tác giả: |
Massoud T. Simnad |
Năm: |
2002 |
|
6. Molchanov V.L. (2009), Nuclear Fuel VVER Reactors. Actual State and Trends, Russia |
Sách, tạp chí |
Tiêu đề: |
Nuclear Fuel VVER Reactors. Actual State and Trends |
Tác giả: |
Molchanov V.L |
Năm: |
2009 |
|
7. Olander D.R (1975), Fundamental Aspects of Nuclear Reactor Elements, USA |
Sách, tạp chí |
Tiêu đề: |
Fundamental Aspects of Nuclear Reactor Elements |
Tác giả: |
Olander D.R |
Năm: |
1975 |
|
8. ROSATOM (2011), Concept Solutions by the Example of Leningrad NPP-2, Design AES-2006, Rusia |
Sách, tạp chí |
Tiêu đề: |
Concept Solutions by the Example of Leningrad NPP-2 |
Tác giả: |
ROSATOM |
Năm: |
2011 |
|
9. ROSATOM (2009), The AES-2006 Reactor Plant, a Strategic Choice, Rusia |
Sách, tạp chí |
Tiêu đề: |
The AES-2006 Reactor Plant, a Strategic Choice |
Tác giả: |
ROSATOM |
Năm: |
2009 |
|
10. Todd Allen (2012), Nuclear Fuel Performance, University of Wisconsin, USA |
Sách, tạp chí |
Tiêu đề: |
Nuclear Fuel Performance |
Tác giả: |
Todd Allen |
Năm: |
2012 |
|
11. Todreas N.E & al (1990), Nuclear Systems: Thermal Hydraulic Fundamentals, Hemisphere pushing corporation |
Sách, tạp chí |
Tiêu đề: |
Nuclear Systems: Thermal Hydraulic Fundamentals |
Tác giả: |
Todreas N.E & al |
Năm: |
1990 |
|
12. TVEL (2011), Nuclear Fuel for VVER Reactors, fuel company of Rosatom, Russia |
Sách, tạp chí |
Tiêu đề: |
Nuclear Fuel for VVER Reactors |
Tác giả: |
TVEL |
Năm: |
2011 |
|
13. Vitaly Ermolaev (2009), “Introduction to the AES-2006 NPP Design based on VVER (PWR) Technology”, AES-2006 Intended for Loviisa3, Rusia |
Sách, tạp chí |
Tiêu đề: |
Introduction to the AES-2006 NPP Design based on VVER (PWR) Technology”, "AES-2006 Intended for Loviisa3 |
Tác giả: |
Vitaly Ermolaev |
Năm: |
2009 |
|
15. Yegorova L., G.Abyshov et al. (1999), Data Base on the Behavior of High Burn-up Fuel Rods with Zr-1%Nb Cladding and UO2 Fuel (VVER Type) under Reactivity Accident Conditions, NUREG/IA-0156, Vol.3, US NRC, USA |
Sách, tạp chí |
Tiêu đề: |
Data Base on the Behavior of High Burn-up Fuel Rods with Zr-1%Nb Cladding and UO2 Fuel (VVER Type) under Reactivity Accident Conditions |
Tác giả: |
Yegorova L., G.Abyshov et al |
Năm: |
1999 |
|
16. Yu Wenchi & al (2011), “PWR Fuel Element Stability Analysis”, 2011 Water Reactor Fuel Performance Meeting, Chengdu, China |
Sách, tạp chí |
Tiêu đề: |
PWR Fuel Element Stability Analysis”, "2011 Water Reactor Fuel Performance Meeting |
Tác giả: |
Yu Wenchi & al |
Năm: |
2011 |
|
14. X.A. Andrushenko, A.M. Aphrov, B.IU. Vaciliev, V.N. Genheralov, K.B |
Khác |
|