Kerntechnik

Independent Journal for Nuclear Engineering

Sprache: Englisch

Erstveröffentlichung: 1. Januar 1987

Erscheinungsweise: 6 Hefte pro Jahr

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Über diese Zeitschrift

Kerntechnik is an independent journal for nuclear engineering (including design, operation, safety and economics of nuclear power stations, research reactors and simulators), energy systems, radiation (ionizing radiation in industry, medicine and research) and radiological protection (biological effects of ionizing radiation, the system of protection for occupational, medical and public exposures, the assessment of doses, operational protection and safety programs, management of radioactive wastes, decommissioning and regulatory requirements). For more than 75 years Kerntechnik offers original scientific and technical contributions, review papers and conference reports.
All articles are subject to thorough, independent peer review.

Geschichte

1956 gründete der Verleger Karl Thiemig die Zeitschrift ATOMKERNENERGIE, nachdem die Pariser Verträge im Mai 1955 der Bundesrepublik Deutschland die Wiederbetätigung in der Kerntechnik ermöglichten. Die damals einsetzende dynamische wissenschaftliche Entwicklung veranlasste Karl Thiemig eine zweite Fachzeitschrift aufzulegen, die KERNTECHNIK. Ende 1970 wurde die Zeitschrift ATOMPRAXIS, die im Verlag Braun erschien, in die KERNTECHNIK eingegliedert.

1979 fusionierten die Zeitschriften ATOMKERNENERGIE und KERNTECHNIK wiederum zu einer Zeitschrift mit dem Namen ATOMKERNENERGIE/KERNTECHNIK. Als der Thiemig Verlag Anfang 1986 seinen Betrieb einstellte, übernahm der Carl Hanser Verlag die Zeitschrift und führte sie ab 1987 unter dem Titel KERNTECHNIK weiter.

KERNTECHNIK ist die einzige unabhängige deutsche Zeitschrift, die wissenschaftliche Artikel in englischer Sprache auf dem Gebiet der Kerntechnik und des Strahlenschutzes veröffentlicht. Im Laufe des letzten Jahrzehnts hat sich KERNTECHNIK zunehmend zu einer in der internationalen Fachwelt respektierten Zeitschrift entwickelt. Um KERNTECHNIK für die Zukunft zu sichern, in der eine hohe Sichtbarkeit der Publikationen, der Impact-Faktor und Open Access eine immer entscheidendere Rolle spielen, hat sich der Carl Hanser Verlag entschlossen, die Zeitschrift KERNTECHNIK zum 01.01.2021 in die Hände des sehr renommierten und erfolgreichen Wissenschaftsverlags Walter de Gruyter zu legen.

De Gruyter publiziert erstklassige Forschung und das seit mehr als 270 Jahren und ist ein internationaler, unabhängiger Verlag mit Sitz in Berlin. Das Unternehmen veröffentlicht jährlich über 1.300 neue Buchtitel und mehr als 900 Zeitschriften in den Bereichen Geistes- und Sozialwissenschaften, Medizin, Mathematik, Ingenieurwissenschaften, Informatik, Naturwissenschaften und Recht und bietet darüber hinaus ein breites Spektrum an digitalen Medien, darunter Open-Access-Zeitschriften und -Bücher.

In den internationalen Märkten ist der Verlag mit eigenen Büros oder Partnern vertreten. Als unabhängiger Wissenschaftsverlag mit langfristiger Strategie bietet de Gruyter ein nahezu perfektes Umfeld für die Entfaltung von KERNTECHNIK und ist eine hervorragende strategische Ergänzung für den Bereich Technik und Naturwissenschaften.

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Prediction of LOCA break sizes using LSTM architecture for pressurized water reactors

1. Januar 2000

Youssef Badr, May Abdellatief, Ahmed Nazef, Ibrahim Mohsen, Alaa El-Gendy, Mohamed Y. M. Mohsen, Wassim I. Shalaby, Tarek F. Nagla, Mohamed A. E. Abdel-Rahman

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Neural networks (NNs) and deep learning have revolutionized several fields, and nuclear safety analysis is no exception. The proper operation of nuclear reactor safety systems is crucial and is designed to meet strict safety requirements. Such systems are expected to withstand certain postulated accidents known as design basis accidents (DBAs), which include the loss of coolant accident (LOCA). As the LOCA involves complex fluid mechanics and heat transfer, the pattern recognition abilities of NNs allow for excellent prediction capabilities and the bypassing of otherwise tedious conventional analysis methods. This work investigates the deep learning techniques through long short-term memory (LSTM) architecture, for its ability to deal with time-series problems which include LOCAs. The utilized model is taught to estimate the size of pipe breaks within the cooling system based off of the corresponding pressure drops. A range of 0.5 %–100 % break-size-time-variant parameters were collected using the WSC Inc. 1,400 MWe generic pressurized water reactor (GPWR) simulator, using two circulation loops. Neural networks were trained on parameters such as loop temperature, pressure, containment pressure and Boron concentration. The performance of the LSTM model showed a mean absolute error (MAE) of 5.185, mean squared error (MSE) of 76.50, root mean squared error (RMSE) of 7.953, R 2 of 0.888 and Accuracy of 80.684 % within a tolerance of 15 % across 100 runs.
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Augmentation of the neutronic safety aspect of high-density fuel research reactor using new control element design

1. Januar 2000

Mohammad Hadi Porhemmat, Mostafa Hassanzadeh, Aref Rahimian

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The development of a 10 MW research reactor core using high-density U 3 Si 2 –Al plate fuel is presented, focusing on enhancing neutronic safety through optimized core configuration and control element design. This study employs MCNP and CITATION codes to evaluate neutronic parameters, including Power Peaking Factor (PPF) and Stuck Rod Shutdown Margin (SRSM). By incorporating four symmetrical irradiation boxes in the core center, the PPF is reduced by approximately 5 %, distributing neutron flux more uniformly. A novel control assembly design with a thin D 2 O layer increases control rod worth ensuring SRSM <−1,000 pcm without additional absorber material. Reactivity feedback analysis confirms safe operation with negative coefficients for fuel temperature and moderator conditions (−1.56 pcm/°C for D 2 O −20.11 pcm/°C for combined moderator temperature and density with D 2 O). This approach enhances safety margins and extends cycle length, offering a novel solution for high-density fuel research reactors.
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Numerical investigation of three-tube intertwined HX design

1. Januar 2000

Muhammad Ali Khan, Muhammad Ilyas, Khalid Waheed, Inamul Haq

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A three-tube intertwined heat exchanger design featuring simplicity, robustness, and efficient heat-transfer properties. The design is derived from the twined tube heat exchanger design with the addition of a third tube in the shell section. To meet the required heat load, multiple modules can be configured within a shell area. An experimentally validated twined tube heat exchanger computational fluid dynamics model is utilized to perform the thermal-hydraulic analysis on the full-scale numerical simulation for single-phase forced convection. The thermal-hydraulic performance parameters of the three-tube intertwined heat exchanger are evaluated for mass fluxes varying from 163 kg/m 2  s to 279 kg/m 2  s. The results are compared with those of the straight tube and twined tube heat exchanger configurations. The three-tube intertwined heat exchanger demonstrates a 55 % higher performance factor than the straight tube heat exchanger and 16 % higher than the twined tube heat exchanger. The three-tube intertwined heat exchanger exhibits a performance factor of 2.49, higher than the straight tube and twined tube heat exchangers. Moreover, without compromising the performance, this design facilitates enhanced heat duty for the same geometrical and process parameters as the twined tube heat exchanger. The design could be deployed in the advanced nuclear reactors.

Journal Impact Factor	0.9	2024, Journal Citation Reports (Clarivate, 2025)
5-year Journal Impact Factor	0.6	2024, Journal Citation Reports (Clarivate, 2025)
Journal Citation Indicator	0.28	2024, Journal Citation Reports (Clarivate, 2025)
CiteScore	1.2	2024, Scopus (Elsevier B.V., 2025)
SCImago Journal Rank	0.260	2024, SJR (Scimago Lab, 2025; Data Source: Scopus)
Source Normalized Impact per Paper	0.497	2024, CWTS Journal Indicators (CWTS B.V., 2025; Data Source: Scopus)

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