- Tytuł:
- Burn-up calculation of different thorium-based fuel matrixes in a thermal research reactor using MCNPX 2.6 code
- Autorzy:
-
Gholamzadeh, Z.
Feghhi, S. A. H.
Soltani, L.
Rezazadeh, M.
Tenreiro, C.
Joharifard, M. - Data publikacji:
- 2014
- Słowa kluczowe:
-
ThO2
neutronic parameters
fuel burn-up
233U
235U
239Pu fissile material - Pokaż więcej
- Dostawca treści:
- BazTech
Artykuł