Győri Cs. VVER Ballooning Experiments. (1998) Megjelent: Enlarged Halden Programme Group Meeting, Compilation of presentations, HPR 349, Vol. II, 1268548
Konferenciaközlemény (Egyéb konferenciaközlemény) | Tudományos[1268548]
  1. L Yegorova. Data Base on the Behavior of High Burnup Fuel Rods with Zr-1%Nb Cladding and U02 Fuel (VVER Type) under Reactivity Accident Conditions (NUREG/IA-0156). (1999)
    Egyéb[21147608] [Nyilvános]
    Független, Idéző: 21147608, Kapcsolat: 21147608
Csordás AP. Investigation of aerosols released at high temperature from nuclear core models. (2000) JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 0022-3115 282 2-3 205-215, 137364
Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[137364]
  1. Kissane M. On the nature of aerosols produced during a severe accident of a water-cooled nuclear reactor. (2008) NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 0029-5493 238 10 2792-2800
    Folyóiratcikk[22430900] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 22430900, Kapcsolat: 22430900
Z Hozer. CODEX-B4C Experimental Data Report. (2001), 1865654
Nem besorolt (Egyéb) | Tudományos[1865654]
  1. M Steinbrück et al. Results of the B4C Control Rod Test QUENCH-07. (2003)
    Egyéb[24676906] [Nyilvános]
    Független, Idéző: 24676906, Kapcsolat: 24676906
  2. Ch Homann et al. Analytical Support for the B4C Control Rod Test QUENCH-09. (2003)
    Egyéb[24676904] [Nyilvános]
    Független, Idéző: 24676904, Kapcsolat: 24676904
  3. Ch Homann et al. Analytical Support for the B4C Control Rod Test QUENCH-07. (2003)
    Egyéb[24676905] [Nyilvános]
    Független, Idéző: 24676905, Kapcsolat: 24676905
Hózer Z et al. Experiments with VVER Fuels to Confirm Safety Criteria, I. (2001) Megjelent: Proceedings of TopFuel 2001, 137453
Konferenciaközlemény (Egyéb konferenciaközlemény) | Tudományos[137453]
  1. Nagase F et al. Behavior of High Burn-up Fuel Cladding under LOCA Conditions. (2009) JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY 0022-3131 1881-1248 46 7 763-769
    Folyóiratcikk[23329945] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 23329945, Kapcsolat: 24078650
Hózer Z. Simulation of Iodine Spiking in VVER-440 Reactors,. (2001) Megjelent: Proceedings of TopFuel 2001 pp. 1-7, 1236155
Konferenciaközlemény (Egyéb konferenciaközlemény) | Tudományos[1236155]
  1. Nagase F et al. Behavior of High Burn-up Fuel Cladding under LOCA Conditions. (2009) JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY 0022-3131 1881-1248 46 7 763-769
    Folyóiratcikk[23329945] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 23329945, Kapcsolat: 23329945
  2. Portier L. Influence of long service exposures on the thermal-mechanical behavior of Zy-4 and M5 (TM) alloys in LOCA conditions. (2005) AMERICAN SOCIETY FOR TESTING AND MATERIALS SPECIAL TECHNICAL PUBLICATION 1040-1695 1467 896-920
    Folyóiratcikk[23329946] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 23329946, Kapcsolat: 23329946
Trambauer K. In-Vessel Core Degradation Code Validation Matrix, Update 1996-1999. (2001), 1268649
Nem besorolt (Egyéb) | Tudományos[1268649]
  1. Van Dorsselaere et al. Views on R&D needs about in-vessel reflooding issues, with a focus on debris coolability. (2006) NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 0029-5493 236 19-21 1976-1990
    Folyóiratcikk[20799510] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 20799510, Kapcsolat: 20799645
Windberg P. Integral Core Degradation Test with B4C Control Rod.. (2001) Megjelent: Proceedings of International Conference on Nuclear Energy In Central Europe 2001, 1236154
Konferenciaközlemény (Könyvrészlet) | Tudományos[1236154]
  1. M Steinbrück. Results of the B4C Control Rod Test QUENCH-07. (2004)
    Egyéb[21899128] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 21899128, Kapcsolat: 21899128
  2. Ch Homann et al. Analytical Support for the B4C Control Rod Test QUENCH-09. (2003)
    Egyéb[24676904] [Nyilvános]
    Független, Idéző: 24676904, Kapcsolat: 21899116
  3. Ch Homann et al. Analytical Support for the B4C Control Rod Test QUENCH-07. (2003)
    Egyéb[24676905] [Nyilvános]
    Független, Idéző: 24676905, Kapcsolat: 21899117
Adroguer B. Core loss during a severe accident (COLOSS). (2002) Megjelent: Proceedings of FISA-2001. EU Research in Reactor Safety pp. 247-260, 1236167
Konferenciaközlemény (Könyvrészlet) | Tudományos[1236167]
  1. Bachellerie E et al. Generic approach for designing and implementing a passive autocatalytic recombiner PAR-system in nuclear power plant containments. (2003) NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 0029-5493 221 1–3 151-165
    Folyóiratcikk | Tudományos[24635026] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 24635026, Kapcsolat: 24635026
De Bremaecke A. European Nuclear Thermodynamic Database Validated and Applicable in Seevere Acciden Codes ENTHALPY). (2002) Megjelent: Proceedings of FISA-2001. EU Research in Reactor Safety pp. 261-273, 137528
Konferenciaközlemény (Könyvrészlet) | Tudományos[137528]
  1. Journeau C et al. Ex-vessel corium spreading: results from the VULCANO spreading tests. (2003) NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 0029-5493 223 75-102
    Folyóiratcikk[23113580] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 23113580, Kapcsolat: 23113580
Hózer Z. CODEX-AIT-1 Experiment: Core Degradation Test under Air Ingress. (2002) KFKI 0368-5330 2002 02/G 1-83, 137482
Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[137482]
  1. T Hollands. Simulation of the Fuel Rod Bundle Tests QUENCH-10 and CODEX-AIT-1 Using the Program System ATHLET-CD 2.1A and Evalluation of the Air Ingress Model Basis. (2008)
    Egyéb[21147690] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 21147690, Kapcsolat: 21147690
Hózer Z. Summary of Core Degradation Experiments CODEX. (2002) Megjelent: EUROSAFE pp. 1-10, 1268588
Konferenciaközlemény (Egyéb konferenciaközlemény) | Tudományos[1268588]
  1. Lewis BJ et al. Overview of experimental programs on core melt progression and fission. (2008) JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 0022-3115 380 1-3 126-143
    Folyóiratcikk[20799473] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 20799473, Kapcsolat: 20799473
  2. Hering W et al. Degraded core reflood: Present understanding and impact on LWRs. (2007) NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 0029-5493 237 2315-2321
    Folyóiratcikk[20799653] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 20799653, Kapcsolat: 20799474
Matus L. Oxidation and release of ruthenium in high temperature air. (2002), 1269270
Nem besorolt (Egyéb) | Tudományos[1269270]
  1. Auvinen A et al. Progress on ruthenium release and transport under air ingress conditions. (2008) NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 0029-5493 238 3418-3428
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[138234] [Hitelesített]
    Független, Idéző: 138234, Kapcsolat: 20801536
Végh J. Building Up an On-Line Plant Information System for the Emergency Response Centre of the Hungarian Nuclear Safety Directorate. (2002) NUCLEAR TECHNOLOGY 0029-5450 139 156-166, 137486
Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[137486]
  1. Eiler J. Overview of nuclear I&C activities in Hungary, 2005-2006. (2007) Megjelent: IAEA Technical Working Group on Nuclear Power Plant Control and Instrumentation (TWG on NPPCI) meeting, Vienna, Austria pp. 23-25
    Egyéb konferenciaközlemény | Tudományos[24609903] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 24609903, Kapcsolat: 24609903
Adroguer B et al. Core loss during a severe accident (COLOSS). (2003) NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 0029-5493 221 55-76, 137644
Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[137644]
  1. Mao J. et al. Structural integrity investigation for RPV with various cooling water levels under pressurized melting pool. (2018) MECHANICAL SCIENCES 2191-9151 9 1 147-160
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[30416544] [Egyeztetett]
    Független, Idéző: 30416544, Kapcsolat: 27268415
  2. Kurata M. et al. Phenomenology of BWR fuel assembly degradation. (2018) JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 0022-3115 500 119-140
    Összefoglaló cikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[30416545] [Egyeztetett]
    Független, Idéző: 30416545, Kapcsolat: 27268416
  3. Mao J. et al. Investigation on the RPV structural behaviors caused by various cooling water levels under severe accident. (2017) ENGINEERING FAILURE ANALYSIS 1350-6307 79 274-284
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[30416546] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 30416546, Kapcsolat: 27837488
  4. Mao JF et al. Investigation on Structural Behaviors of Reactor Pressure Vessel With the Effects of Critical Heat Flux and Internal Pressure. (2017) JOURNAL OF PRESSURE VESSEL TECHNOLOGY-TRANSACTIONS OF THE ASME 0094-9930 139 2
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[26650066] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 26650066, Kapcsolat: 26650066
  5. Zhu JW et al. Comparative Study on Reactor Pressure Vessel Failure Behaviors With Various Geometric Discontinuities Under Severe Accident. (2017) JOURNAL OF PRESSURE VESSEL TECHNOLOGY-TRANSACTIONS OF THE ASME 0094-9930 139 2
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[26650067] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 26650067, Kapcsolat: 26650067
  6. Mao JF et al. Study on structural failure of RPV with geometric discontinuity under severe accident. (2016) NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 0029-5493 307 354-363
    Folyóiratcikk | Tudományos[26082041] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 26082041, Kapcsolat: 26082041
  7. Mao JF et al. Investigation on multilayer failure mechanism of RPV with a high temperature gradient from core meltdown scenario. (2016) NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 0029-5493 310 39-47
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[26650068] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 26650068, Kapcsolat: 26650068
  8. Mao JF et al. Creep deformation and damage behavior of reactor pressure vessel under core meltdown scenario. (2016) INTERNATIONAL JOURNAL OF PRESSURE VESSELS AND PIPING 0308-0161 139 107-116
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[25889745] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 25889745, Kapcsolat: 25889745
  9. Miwa S. et al. Boron effects on fission product behavior under severe accident conditions. (2016) Megjelent: Top Fuel 2016: LWR Fuels with Enhanced Safety and Performance pp. 861-868
    Konferenciaközlemény (Könyvrészlet) | Tudományos[30416547] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 30416547, Kapcsolat: 27837489
  10. Mao JF et al. Creep and Damage Analysis of Reactor Pressure Vessel Considering Core Meltdown Scenario. (2015) Megjelent: PRESSURE VESSEL TECHNOLOGY: PREPARING FOR THE FUTURE pp. 1148-1161
    Konferenciaközlemény (Könyvrészlet) | Tudományos[25629634] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 25629634, Kapcsolat: 25629634
  11. Dominguez C et al. Degradation in steam of 60 cm-long B4C control rods. (2014) JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 0022-3115 451 1-3 111-119
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[24617493] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 24617493, Kapcsolat: 24617493
  12. Dominguez C. Steam oxidation of boron carbide-stainless steel liquid mixtures. (2012) JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 0022-3115 427 1-3 140-151
    Folyóiratcikk[23659804] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 23659804, Kapcsolat: 23659798
  13. Chatterjee B et al. Effect of steam environment on severe core damage behaviour for. (2009) NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 0029-5493 239 3 559-565
    Folyóiratcikk[22479949] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 22479949, Kapcsolat: 22479949
  14. Clément B. The Phebus fission product and source term international programmes. (2005) Megjelent: International Conference Nuclear Energy for New Europe 2005
    Egyéb konferenciaközlemény | Tudományos[24617496] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 24617496, Kapcsolat: 24617496
  15. Ronchi C. Equation of State of Uranium Dioxide. (2004) ISBN:9783642621932
    Könyv[24617492] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 24617492, Kapcsolat: 24617492
  16. Bachellerie E et al. Generic approach for designing and implementing a passive autocatalytic recombiner PAR-system in nuclear power plant containments. (2003) NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 0029-5493 221 1–3 151-165
    Folyóiratcikk | Tudományos[24635026] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 24635026, Kapcsolat: 24617495
Hózer Z. A fűtőelem-szivárgás modellezése. (2003), 1251066
PhD (Disszertáció) | Tudományos[1251066]
  1. Hangya Gábor. Szakértői rendszerek alkalmazásának lehetősége a haditechnikai kutatás-fejlesztés területén. (2008)
    PhD (Disszertáció) | Tudományos[32778376] [Nyilvános]
    Független, Idéző: 32778376, Kapcsolat: 20877805
  2. Fazekas Cs et al. Parameter estimation of a simple primary circuit model of a VVER plant. (2008) IEEE TRANSACTIONS ON NUCLEAR SCIENCE 0018-9499 55 5 Part 2 2643-2653
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[1167442] [Egyeztetett]
    Független, Idéző: 1167442, Kapcsolat: 20799541
Hózer Z. CODEX and RUSET air oxidation experiments. (2003) Megjelent: Proceedings of the 5th PHEBUS FP Technical Seminar, IRSN, JRC-IE pp. 1-10, 1268597
Konferenciaközlemény (Egyéb konferenciaközlemény) | Tudományos[1268597]
  1. Mun C et al. Study of RuO4 decomposition in dry and moist air. (2007) RADIOCHIMICA ACTA 0033-8230 95 11 643-656
    Folyóiratcikk[20799534] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 20799534, Kapcsolat: 20799534
  2. Mun C et al. Review of literature on ruthenium behavior in nuclear power plant. (2006) NUCLEAR TECHNOLOGY 0029-5450 156 3 332-346
    Folyóiratcikk[20799535] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 20799535, Kapcsolat: 20799535
Hózer Z. CODEX-B4C Experiment: Cored Degradation Test With Boron Carbide Control Rod. (2003) KFKI 0368-5330 2003 01/G 1-112, 1268822
Jelentés (Folyóiratcikk) | Tudományos[1268822]
  1. Steinbruck M et al. Oxidation of B4C by steam at high temperatures: New experiments and. (2007) NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 0029-5493 237 2 161-181
    Folyóiratcikk[20799504] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 20799504, Kapcsolat: 20799504
  2. Steiribruck M. Oxidation of boron carbide at high temperatures. (2005) JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 0022-3115 336 2-3 185-193
    Folyóiratcikk[20799506] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 20799506, Kapcsolat: 20799506
Hózer Z et al. Mi történhetett a fűtőelemekkel a paksi üzemzavar során?. (2004) Megjelent: Nukleáris Technikai Szimpóziumok 2002-2004, 1268609
Konferenciaközlemény (Könyvrészlet) | Tudományos[1268609]
  1. Aszódi Attila et al. A 2003-as paksi üzemzavar műszaki okai és lefolyása. (2006) Megjelent: A 2003-as paksi üzemzavar műszaki okai és lefolyása pp. 11-63
    Könyvfejezet (Könyvrészlet) | Tudományos[2614090] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 2614090, Kapcsolat: 21147666
Adroguer B et al. Core loss during a severe accident (COLOSS). (2005) NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 0029-5493 235 173-198, 1236183
Sokszerzős vagy csoportos szerzőségű szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[1236183]
  1. Tomashchik Dmitry Yu et al. Numerical assessment of PARAMETER-SF1 test on oxidation and melting of LWR fuel assembly under top flooding conditions. (2020) NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 0029-5493 369
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[31696469] [Egyeztetett]
    Független, Idéző: 31696469, Kapcsolat: 29679297
  2. Le Gall C. et al. MOX fuel microstructural evolution during the VERDON-3 and 4 tests. (2020) JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 0022-3115 531
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[31435928] [Egyeztetett]
    Független, Idéző: 31435928, Kapcsolat: 29150993
  3. Kurata M. et al. Phenomenology of BWR fuel assembly degradation. (2018) JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 0022-3115 500 119-140
    Összefoglaló cikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[30416545] [Egyeztetett]
    Független, Idéző: 30416545, Kapcsolat: 27192338
  4. Hidaka A. B 4 C 制御材がシビアアクシデント時の炉心溶融過程およびヨウ素やセシウムの化学形に与える影響 [Effect of B4C Absorber Material on Melt Progression and Chemical Forms of Iodine or Cesium under Severe Accident Conditions]. (2015) TRANSACTION OF THE ATOMIC ENERGY SOCIETY OF JAPAN 1347-2879 2186-2931 14 1 51-61
    Folyóiratcikk | Tudományos[24609098] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 24609098, Kapcsolat: 24609098
  5. Bottomley PDW et al. Severe accident research at the Transuranium Institute Karlsruhe: A review of past experience and its application to future challenges. (2014) ANNALS OF NUCLEAR ENERGY 0306-4549 1873-2100 65 345-356
    Összefoglaló cikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[24609101] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 24609101, Kapcsolat: 24609101
  6. ZHENG XY et al. Literature Review on Experiments and Models Associated with Degradation and Oxidation of Boron Carbide Control Material during Severe Accidents. (2014) Japan Atomic Energy Agency Review
    Folyóiratcikk | Tudományos[24609092] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 24609092, Kapcsolat: 24609092
  7. Tanaka K et al. Effects of interaction between molten zircaloy and irradiated MOX fuel on the fission product release behavior. (2014) JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY 0022-3131 1881-1248 51 7-8 876-885
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[24609103] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 24609103, Kapcsolat: 24609103
  8. Dominguez C et al. Degradation in steam of 60 cm-long B4C control rods. (2014) JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 0022-3115 451 1-3 111-119
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[24617493] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 24617493, Kapcsolat: 24609104
  9. Barrachin M et al. Late phase fuel degradation in the Phebus FP tests. (2013) ANNALS OF NUCLEAR ENERGY 0306-4549 1873-2100 61 36-53
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[25679204] [Nyilvános]
    Független, Idéző: 25679204, Kapcsolat: 23659800
  10. de Luze O. Degradation and oxidation of B4C control rod segments at high temperatures. A review and code interpretation of the BECARRE program. (2013) NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 0029-5493 259 150-165
    Folyóiratcikk[23659802] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 23659802, Kapcsolat: 23659802
  11. Dominguez C. Steam oxidation of boron carbide-stainless steel liquid mixtures. (2012) JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 0022-3115 427 1-3 140-151
    Folyóiratcikk[23659804] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 23659804, Kapcsolat: 23659804
  12. Bottomley PDW. Severe accident research at ITU, Karlsruhe: A review of past experience and its application to future challenges.. (2012) International Meeting on Severe Accident Assessment and Management 2012: Lessons Learned from Fukushima Dai-ichi San Diego 146-157
    Folyóiratcikk | Tudományos[24609108] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 24609108, Kapcsolat: 24609108
  13. SHI Xingwei. Research Progress on Oxidation of B_4C Control Rod at High Temperature. (2012) HE ANQUAN / NUCLEAR SAFETY 1672-5360 36 2 35-40
    Folyóiratcikk | Tudományos[24607933] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 24607933, Kapcsolat: 24607933
  14. In-vessel core degradation. (2012) Megjelent: Nuclear Safety in Light Water Reactors pp. 89-183
    Könyvfejezet (Könyvrészlet) | Tudományos[25998302] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 25998302, Kapcsolat: 25998302
  15. Hughes TG. Thermal Cooling Limits of Sabotaged Spent Fuel Pools. (2010)
    Egyéb | Tudományos[24607919] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 24607919, Kapcsolat: 24607919
  16. Lewis B J et al. Overview of high-temperature fuel behaviour with relevance to CANDU fuel. (2009) JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 0022-3115 394 67-86
    Folyóiratcikk[20799632] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 20799632, Kapcsolat: 20799632
  17. Chatterjee B et al. Effect of steam environment on severe core damage behaviour for. (2009) NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 0029-5493 239 3 559-565
    Folyóiratcikk[22479949] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 22479949, Kapcsolat: 20799513
  18. Mueller K et al. Validation of severe accident codes on the phebus fission product tests in the framework of the PHEBEN-2 project. (2008) NUCLEAR TECHNOLOGY 0029-5450 163 2 209-227
    Folyóiratcikk[21143964] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 21143964, Kapcsolat: 21143964
  19. Mueller K et al. Validation of severe accident codes on the phebus fission product tests in the framework of the PHEBEN-2 project. (2008) NUCLEAR TECHNOLOGY 0029-5450 163 2 209-227
    Folyóiratcikk | Tudományos[27192340] [Nyilvános]
    Független, Idéző: 27192340, Kapcsolat: 27192340
  20. Joao SS et al. Light elements microanalysis of steel/B4C melts for nuclear power. (2008) MICROCHIMICA ACTA 0026-3672 1436-5073 161 3-4 343-348
    Folyóiratcikk[20799514] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 20799514, Kapcsolat: 20799514
  21. Dominguez C et al. Investigation on boron carbide oxidation for nuclear reactor safety: Experiments in highly oxidising conditions. (2008) JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 0022-3115 374 3 473-481
    Folyóiratcikk[22479950] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 22479950, Kapcsolat: 20799515
Hózer Z et al. Ballooning experiments with VVER cladding. (2005) NUCLEAR TECHNOLOGY 0029-5450 152 3 273-285, 137814
Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[137814]
  1. Goldberg Ezequiel et al. New module for simulating experiments without irradiation included in the DIONISIO 3.0 code. (2021) NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 0029-5493 374
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[32359669] [Egyeztetett]
    Független, Idéző: 32359669, Kapcsolat: 30632146
  2. Williamson Richard L. et al. BISON: A Flexible Code for Advanced Simulation of the Performance of Multiple Nuclear Fuel Forms. (2021) NUCLEAR TECHNOLOGY 0029-5450 207 7 954-980
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[32359668] [Egyeztetett]
    Független, Idéző: 32359668, Kapcsolat: 30632144
  3. Hosseini Seyed Ali et al. Re-assessment of accumulators performance to identify VVER-1000 vulnerabilities against various break sizes of SB-LOCA along with SBO. (2020) PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY 0149-1970 119
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[31166587] [Nyilvános]
    Független, Idéző: 31166587, Kapcsolat: 29120688
  4. Van Uffelen P. et al. A review of fuel performance modelling. (2019) JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 0022-3115 516 373-412
    Összefoglaló cikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[30897823] [Egyeztetett]
    Független, Idéző: 30897823, Kapcsolat: 28416834
  5. Nagy R et al. Optical observation of the ballooning and burst of E110 and E110G cladding tubes. (2018) NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 0029-5493 339 194-201
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[30307032] [Egyeztetett]
    Független, Idéző: 30307032, Kapcsolat: 27887308
  6. Nagy R. et al. Optical measurement of the high temperature ballooning of nuclear fuel claddings. (2018) REVIEW OF SCIENTIFIC INSTRUMENTS 0034-6748 1089-7623 89 12
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[30376336] [Egyeztetett]
    Független, Idéző: 30376336, Kapcsolat: 27887307
  7. Brachet JC et al. Study of secondary hydriding at high temperature in zirconium based nuclear fuel cladding tubes by coupling information from neutron radiography/tomography, electron probe micro analysis, micro elastic recoil detection analysis and laser induced breakdown spectroscopy microprobe. (2017) JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 0022-3115 488 267-286
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[26650028] [Nyilvános]
    Független, Idéző: 26650028, Kapcsolat: 26650028
  8. Grosse M et al. Neutron Imaging Investigations of the Secondary Hydriding of Nuclear Fuel Cladding Alloys during Loss of Coolant Accidents. (2015) Megjelent: PROCEEDINGS OF THE 10TH WORLD CONFERENCE ON NEUTRON RADIOGRAPHY (WCNR-10) pp. 436-444
    Konferenciaközlemény (Könyvrészlet) | Tudományos[26075766] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 26075766, Kapcsolat: 26075766
  9. Grosse M. Analysis of the secondary cladding hydrogenation during the quench-LOCA bundle tests with zircaloy-4 claddings and its influence on the cladding embrittlement. (2015) Megjelent: 17th International Symposium on Zirconium in the Nuclear Industry pp. 1054-1073
    Konferenciaközlemény (Könyvrészlet) | Tudományos[25427780] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 25427780, Kapcsolat: 25427780
  10. Grosse M et al. Parameters influencing the hydrogen concentration and distribution in cladding tubes after LOCA: Results of bundle-scale experiments and modeling. (2014) Megjelent: International Congress on Advances in Nuclear Power Plants, ICAPP 2014 pp. 850-856
    Konferenciaközlemény (Könyvrészlet) | Tudományos[24604999] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 24604999, Kapcsolat: 24604999
  11. Grosse MK et al. Neutron radiography and tomography investigations of the secondary hydriding of zircaloy-4 during simulated loss of coolant nuclear accidents. (2013) Megjelent: 7th International Topical Meeting on Neutron Radiography, ITMNR 2012 pp. 294-306
    Konferenciaközlemény (Egyéb konferenciaközlemény) | Tudományos[24605000] [Nyilvános]
    Független, Idéző: 24605000, Kapcsolat: 24605000
  12. Grosse M et al. Neutron imaging investigations of the hydrogen related degradation of the mechanical properties of zircaloy-4 cladding tubes. (2013) Megjelent: 2012 MRS Fall Meeting pp. 89-94
    Konferenciaközlemény (Könyvrészlet) | Tudományos[24605001] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 24605001, Kapcsolat: 24605001
  13. Grosse M et al. Secondary hydriding during LOCA - Results from the QUENCH-L0 test. (2012) JOURNAL OF NUCLEAR MATERIALS 0022-3115 420 1-3 575-582
    Folyóiratcikk | Tudományos[22739103] [Nyilvános]
    Független, Idéző: 22739103, Kapcsolat: 23592460
  14. In-vessel core degradation. (2012) Megjelent: Nuclear Safety in Light Water Reactors pp. 89-183
    Könyvrészlet[23592459] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 23592459, Kapcsolat: 23592459
  15. Geelhood K et al. Assessment of RIA Modeling Capabilities in FRAPTRAN. (2008) Megjelent: 2008 Water Reactor Fuel Performance Meeting p. No. 8016
    Egyéb konferenciaközlemény[22479945] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 22479945, Kapcsolat: 22479945
Hózer Z. Release of Radioactive Isotopes from Dammaged Fuel. (2005) Megjelent: Primary and Secondary Side Water Chemistry of Nuclear Power Plants. Proceedings of the 6th International Seminar Budapest 2005, 1236188
Konferenciaközlemény (Egyéb konferenciaközlemény) | Tudományos[1236188]
  1. Molnár M et al. Monitoring of atmospheric excess 14C around Paks Nuclear Power Plant, Hungary. (2007) RADIOCARBON 0033-8222 49 p. 1031
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[150401] [Nyilvános]
    Független, Idéző: 150401, Kapcsolat: 20799536
Magallon D et al. European expert network for the reduction of uncertainties in severe accident safety issues (EURSAFE). (2005) NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 0029-5493 235 2-4 309-346, 1236185
Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[1236185]
  1. Xing Ji et al. Scaling analysis and evaluation for the design of integral test facility of HPR1000 containment (PANGU). (2021) NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 0029-5493 373
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[32360163] [Egyeztetett]
    Független, Idéző: 32360163, Kapcsolat: 30632906
  2. Blaesius Christoph et al. Methods for failure assessment of NPP pressure boundary under severe accident loading. (2021) NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 0029-5493 374
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[32360165] [Egyeztetett]
    Független, Idéző: 32360165, Kapcsolat: 30632908
  3. Bachrata Andrea et al. A Comparative Study on Severe Accident Phenomena Related to Melt Progression in Sodium Fast Reactors and Pressurized Water Reactors. (2021) JOURNAL OF NUCLEAR ENGINEERING AND RADIATION SCIENCE 2332-8983 2332-8975 7 3
    Összefoglaló cikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[32360164] [Egyeztetett]
    Független, Idéző: 32360164, Kapcsolat: 30632907
  4. Miyahara Naoya et al. Experimental study on transport behavior of cesium iodide in the reactor coolant system under LWR severe accident conditions. (2020) JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY 0022-3131 1881-1248
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[31435930] [Egyeztetett]
    Független, Idéző: 31435930, Kapcsolat: 29150994
  5. Pshenichnikov Anton et al. New research programme of JAEA/CLADS to reduce the knowledge gaps revealed after an accident at Fukushima-1: introduction of boiling water reactor mock-up assembly degradation test programme. (2019) JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY 0022-3131 1881-1248
    Összefoglaló cikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[31100143] [Egyeztetett]
    Független, Idéző: 31100143, Kapcsolat: 28701559
  6. Miyahara Naoya et al. Chemical reaction kinetics dataset of Cs-I-B-Mo-O-H system for evaluation of fission product chemistry under LWR severe accident conditions. (2019) JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY 0022-3131 1881-1248 56 2 228-240
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[30478249] [Egyeztetett]
    Független, Idéző: 30478249, Kapcsolat: 27909035
  7. Gouello Melany et al. Contribution to the understanding of iodine transport under primary circuit conditions: Csi/Cd and Csi/Ag interactions in condensed phase. (2018) NUCLEAR MATERIALS AND ENERGY 2352-1791 17 259-268
    Szakcikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[30476555] [Egyeztetett]
    Független, Idéző: 30476555, Kapcsolat: 27909036
  8. Kim Han-Chul et al. Development of a Korean roadmap for technical issue resolution for fission product behavior during severe accidents. (2017) NUCLEAR ENGINEERING AND TECHNOLOGY 1738-5733 49 8 1575-1588
    Összefoglaló cikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[27045548] [Nyilvános]
    Független, Idéző: 27045548, Kapcsolat: 27045548
  9. Miwa S et al. Prediction of the effects of boron release kinetics on the vapor species of cesium and iodine fission products. (2016) PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY 0149-1970 92 254-259
    Folyóiratcikk | Tudományos[26130821] [Nyilvános]
    Független, Idéző: 26130821, Kapcsolat: 26130821
  10. Chen R et al. Analysis of KROTOS KS-2 and KS-4 steam explosion experiments with TEXAS-VI. (2016) NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 0029-5493 309 104-112
    Folyóiratcikk | Tudományos[26130817] [Nyilvános]
    Független, Idéző: 26130817, Kapcsolat: 26130817
  11. Tyrpekl V et al. Prototypic corium oxidation and hydrogen release during the Fuel-Coolant Interaction. (2015) ANNALS OF NUCLEAR ENERGY 0306-4549 1873-2100 75 210-218
    Folyóiratcikk | Tudományos[25591597] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 25591597, Kapcsolat: 25591597
  12. Suehiro S et al. Development of the source term PIRT based on findings during Fukushima Daiichi NPPs accident. (2015) NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN 0029-5493 286 0 163-174
    Folyóiratcikk | Tudományos[24607531] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 24607531, Kapcsolat: 24607531
  13. Hidaka A. B 4 C 制御材がシビアアクシデント時の炉心溶融過程およびヨウ素やセシウムの化学形に与える影響 [Effect of B4C Absorber Material on Melt Progression and Chemical Forms of Iodine or Cesium under Severe Accident Conditions]. (2015) TRANSACTION OF THE ATOMIC ENERGY SOCIETY OF JAPAN 1347-2879 2186-2931 14 1 51-61
    Folyóiratcikk | Tudományos[24609098] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 24609098, Kapcsolat: 24607616
  14. Sakai N et al. Validation of MAAP model enhancement for Fukushima Dai-ichi accident analysis with Phenomena Identification and Ranking Table (PIRT). (2014) JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY 0022-3131 1881-1248 51 7-8 951-963
    Folyóiratcikk | Tudományos[25591598] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 25591598, Kapcsolat: 25591598
  15. Bottomley PDW et al. Severe accident research at the Transuranium Institute Karlsruhe: A review of past experience and its application to future challenges. (2014) ANNALS OF NUCLEAR ENERGY 0306-4549 1873-2100 65 345-356
    Összefoglaló cikk (Folyóiratcikk) | Tudományos[24609101] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 24609101, Kapcsolat: 25591599
  16. Sakai N. PHENOMENA IDENTIFICATION RANKING TABLE (PIRT) FOR THE MAAP ENHANCEMENT PROJECT. (2014) Megjelent: PROCEEDINGS OF THE 21ST INTERNATIONAL CONFERENCE ON NUCLEAR ENGINEERING - 2013, VOL 6
    Konferenciaközlemény (Könyvrészlet) | Tudományos[25629638] [Nyilvános]
    Független, Idéző: 25629638, Kapcsolat: 25629638
  17. Tyrpekl V et al. Material effect in the nuclear fuel-coolant interaction: Analyses of prototypic melt fragmentation and solidification in the KROTOS facility. (2014) NUCLEAR TECHNOLOGY 0029-5450 186 2 229-240
    Folyóiratcikk | Tudományos[25591600] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 25591600, Kapcsolat: 25591600
  18. Hoseyni SM et al. A systematic framework for effective uncertainty assessment of severe accident calculations; Hybrid qualitative and quantitative methodology. (2014) RELIABILITY ENGINEERING & SYSTEM SAFETY 0951-8320 125 22-35
    Folyóiratcikk | Tudományos[25591602] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 25591602, Kapcsolat: 25591602
  19. Sakai N. Phenomena identification ranking table (PIRT) for the MAAP enhancement project. (2013) Megjelent: 2013 21st International Conference on Nuclear Engineering, ICONE 2013
    Konferenciaközlemény (Könyvrészlet) | Tudományos[25591603] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 25591603, Kapcsolat: 25591603
  20. Sugimoto J. Important severe accident research issues after accident at Fukushima Daiichi nuclear power station. (2013) Megjelent: 2013 21st International Conference on Nuclear Engineering, ICONE 2013
    Konferenciaközlemény (Könyvrészlet) | Tudományos[25591604] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 25591604, Kapcsolat: 25591604
  21. Paci S et al. Spreading of Excellence in SARNET Network on Severe Accidents: The Education and Training Programme. (2012) SCIENCE AND TECHNOLOGY OF NUCLEAR INSTALLATIONS 1687-6075 1687-6083 2012
    Folyóiratcikk[23660547] [Admin láttamozott]
    Független, Idéző: 23660547, Kapcsolat: 23660547
2022-06-25 19:51