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Analysing Operational Transients by means of the TRANSURANUS Code 1-gen-2008 LUZZI, LELIODI MARCELLO, VALENTINOBOTAZZOLI, PIETRO +
Applying Advanced Neutron Transport Calculation for Improving Fuel Performance Codes 1-gen-2009 BOTAZZOLI, PIETROLUZZI, LELIO +
Extension of the TRANSURANUS Code to the Analysis of Cladding Materials for Liquid Metal Cooled Fast Reactors: a Preliminary Approach 1-gen-2009 BOTAZZOLI, PIETRODI MARCELLO, VALENTINOPASTORE, GIOVANNILUZZI, LELIO +
A Preliminary Assessment of the T91 Behaviour for the Extension of the TRANSURANUS Code to the Fuel Rod Performance Analysis of LBE Cooled Nuclear Reactors 1-gen-2009 BOTAZZOLI, PIETRODI MARCELLO, VALENTINOLUZZI, LELIOPASTORE, GIOVANNI +
Simulation of Power Ramp Tested LWR Fuel Rods by means of the TRANSURANUS Code 1-gen-2009 PASTORE, GIOVANNIBOTAZZOLI, PIETRODI MARCELLO, VALENTINOLUZZI, LELIO
Extension of the TRANSURANUS Code to the Fuel Rod Performance Analysis of LBE-Cooled Nuclear Reactors 1-gen-2009 BOTAZZOLI, PIETRODI MARCELLO, VALENTINOLUZZI, LELIO +
A Preliminary Approach to the Extension of the TRANSURANUS Code to the Fuel Rod Performance Analysis of HLM-Cooled Nuclear Reactors 1-gen-2010 LUZZI, LELIOBOTAZZOLI, PIETROPASTORE, GIOVANNI +
Assessment of the Prediction Capability of the TRANSURANUS Fuel Performance Code on the Basis of Power Ramp Tested LWR Fuel Rods 1-gen-2010 PASTORE, GIOVANNIBOTAZZOLI, PIETRODI MARCELLO, VALENTINOLUZZI, LELIO
Modellazione del comportamento di elio in combustibili MOX ad alto burn-up ai fini dell’estensione degli strumenti di simulazione e di supporto alla progettazione delle barrette di combustibile per i reattori di generazione evolutiva ad acqua pressurizzata 1-gen-2011 LUZZI, LELIOBOTAZZOLI, PIETRO +
Modelli di rilascio dei gas di fissione per combustibili MOX ad elevato burnup 1-gen-2013 LUZZI, LELIOPASTORE, GIOVANNIBOTAZZOLI, PIETRO
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