Wykaz publikacji wybranego autora

Michał Orliński, mgr inż.

doktorant

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


Identyfikatory Autora

ORCID: brak

ResearcherID: brak

Scopus: brak




1
2
  • Alternatywne spojrzenie na problem promieniotwórczych odpadów paliwowych z elektrowni jądrowych
3
  • Control rods shadow effect in the VENUS-F core
4
  • Czy na końcu tęczy znajdziemy skarb?
5
  • Ekonomiczne zestawienie Small Modular Reactors (SMR) z klasycznymi elektrowniami jądrowymi
6
  • Ekonomiczne zestawienie Small Modular Reactors (SMR) z klasycznymi elektrowniami jądrowymi
7
  • Fizyczne podstawy użycia letargi w fizyce reaktorów jądrowych
8
  • Independent replica method for statistical error assessment in Monte Carlo burn-up calculations
9
  • Modeling of neutron flux time evolution in accelerator driven system
10
  • Neutron flux evolution in accelerator driven system with pulsed neutron source
11
  • Neutron spectra unfolding – Bayesian inference approach
12
  • Neutron spectrum unfolding process using Bayesian inference
13
  • Nowe trendy z wykorzystaniem metod Monte Carlo dla reaktorów jądrowych
14
  • Opis procesu odwikływania widma neutronowego z wykorzystaniem wnioskowania bayesowskiego
15
  • Potencjał grafenu w kontekście elektrowni morskich
16
  • Problemy w podejściu do systemów bezpieczeństwa Small Modular Reactors (SMR) w porównaniu do klasycznych elektrowni jądrowych
17
  • Reactivity monitoring and modelling of the neutron flux distribution in Accelerator Driven Systems (ADS)
18
  • Rozwój metodologii emisji cząstek jonizujących w obliczeniach neutronowych typu Monte Carlo
19
  • Rozwój metodologii emisji cząstek jonizujących w obliczeniach neutronowych typu Monte Carlo
20
  • Rozwój metodologii emisji cząstek jonizujących w obliczeniach neutronowych typu Monte Carlo reaktora HTR na przykładzie opisu modułu podprogramu MCB
21
  • Space dependence of reactivity measurements in ADS
22
  • Spatial corrections for reactivity measurement in lead accelerator driven system
23
  • The Monte Carlo continuous energy Burnup code - MCB
24
  • Thermal-hydraulic analysis of fuel block in high temperature reactor
25
  • Underestimation of nuclear fuel burnup – theory, demonstration and solution in numerical models