Verification and validation (V&V) for fast reactor system analysis code FASYS

Author:

Zhao Y.,Kuang B.,Wang J.ORCID,Hou J.M.,Liu P.F.ORCID

Funder

China Institute of Atomic Energy

Publisher

Elsevier BV

Subject

Nuclear Energy and Engineering

Reference16 articles.

1. The SAS4A/SASSYS-1 Safety Analysis Code System, ANL/NE-12/4;Cahalan,2012

2. Experience using phenomena identification and ranking technique (PIRT) for nuclear analysis, No. BNL-NUREG-76750-2006-CP;Diamond,2006

3. Final Safety Analysis Report of CEFR[R]. China Institute of Atomic Energy, 2008.

4. Verification and validation plan for the SFR system analysis module. No. ANL/NE-14/14;Hu,2014

5. Methodology for the reliability evaluation of a passive system and its integration into a Probabilistic Safety Assessment;Marquès;Nucl. Eng. Des.,2005

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