Neutronic simulation of a research reactor core of (Th-232, U-235)O 2 fuel using MCNPX2.6 code

Feghhi, SAH; Rezazadeh, M; Kadi Y.; Tenreiro, C.; Aref, M; Gholamzadeh Z.

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Título según WOS: Neutronic simulation of a research reactor core of (Th-232, U-235)O 2 fuel using MCNPX2.6 code
Título según SCOPUS: Neutronic simulation of a research reactor core of (232Th, 235U)O2 fuel using MCNPX2.6 code
Título de la Revista: Pramana - Journal of Physics
Volumen: 80
Número: 1
Editorial: Springer Nature
Fecha de publicación: 2013
Página de inicio: 105
Página final: 120
Idioma: English
URL: http://link.springer.com/10.1007/s12043-012-0462-7
DOI:

10.1007/s12043-012-0462-7

Notas: ISI, SCOPUS