Wykaz publikacji wybranego autora

Przemysław Stanisz, dr inż.

specjalista

Wydział Energetyki i Paliw
WEiP-kej, * Katedra Energetyki Jądrowej


[poprzednia klasyfikacja] obszar nauk technicznych / dziedzina nauk technicznych / energetyka


Identyfikatory Autora Informacje o Autorze w systemach zewnętrznych

ORCID: 0000-0003-4335-854X połącz konto z ORCID

ResearcherID: S-6770-2017

Scopus: 57148197300

OPI Nauka Polska





Liczba pozycji spełniających powyższe kryteria selekcji: 60, z ogólnej liczby 60 publikacji Autora


1
2
  • Adiabatic fuel cycle assessment of LFR core with MOX using MCB system
3
  • Analysis of melcor code utility for safety assessment of high-temperature reactors
4
  • Analysis of melcor code utility for safety assessment of high-temperature reactors
5
  • Depletion uncertainties propagation for replica calculations in the lead cooled fast reactor
6
  • Depletion uncertainties propagation for replica calculations in the lead cooled fast reactor
7
  • Development of a three-dimensional thermohydraulic-neutronic coupling scheme for transient analysis of liquid metal cooled fast reactor technologies using the system code TRACE-PARCS
8
  • Development of a trajectory period folding method for burnup calculations
9
  • Eastern-design VVER nuclear reactors in European Union
10
  • Eastern-design VVER nuclear reactors in European Union
11
  • Ekonomiczne zestawienie Small Modular Reactors (SMR) z klasycznymi elektrowniami jądrowymi
12
  • Fission chambers for space effect reduction in the application of the area method
13
  • Fission chambers for space effect reduction in the application of the area method: a new approach
14
  • Generation of nuclear data by Monte Carlo for deterministic safety codes
15
  • Generowanie danych jądrowych metodami Monte Carlo dla deterministycznych kodów obliczeniowych
16
  • Helium production prediction in HTR fuel using Monte Carlo MCB system
17
  • Linear chain method for numerical modelling of burnup systems
18
  • Metody obliczeniowe stosowane dla modelowania reaktorów HTR
19
  • Modeling minor actinide multiple recycling in a lead-cooled fast reactor to demonstrate a fuel cycle without long-lived nuclear waste
20
  • Modeling of minor actinide multiple recycling in a lead-cooled fast reactors for demonstration of a fuel cycle without long lived nuclear waste
21
  • Modelling of fuel equilibrium in lead-cooled fast reactors
22
  • Monte Carlo burnup in HTR system with various TRISO packing
23
  • Monte Carlo methods for numerical simulations of the Lead-Cooled Fast Reactor
24
25
  • Monte Carlo modeling of PWR fuel assemby with thorium fuel