Keywords: Uncertainties; Radioactive decay; Radionuclide; Library of radioactive decay data; Heat release; ABBN; ENDF/B-7; JEFF-3.11; JENDL-4.0; SKALA
مقالات ISI (ترجمه نشده)
مقالات زیر هنوز به فارسی ترجمه نشده اند.
در صورتی که به ترجمه آماده هر یک از مقالات زیر نیاز داشته باشید، می توانید سفارش دهید تا مترجمان با تجربه این مجموعه در اسرع وقت آن را برای شما ترجمه نمایند.
در صورتی که به ترجمه آماده هر یک از مقالات زیر نیاز داشته باشید، می توانید سفارش دهید تا مترجمان با تجربه این مجموعه در اسرع وقت آن را برای شما ترجمه نمایند.
Kinetics parameters evaluation on the first core of the RSG GAS (MPR-30) using continuous energy Monte Carlo method
Keywords: Kinetics parameters; RSG GAS; Continuous energy Monte Carlo methods; MVP3; MCNP-6.2; JENDL-4.0; ENDF/B-VII.0; ENDF/B-VII.1;
A refined analysis on the power reactivity loss measurement in Monju
Keywords: Power reactivity loss; JENDL-4.0; Monju; Fast reactor;
FENDL-3 benchmark test with neutronics experiments related to fusion in Japan
Keywords: FENDL-3.0; FENDL-2.1; JENDL-4.0; Neutronics experiment; DT neutron; MCNP
Accuracy of thorium cross section of JENDL-4.0 library in thorium based fuel core evaluation
Keywords: KUCA; Critical experiment; Thorium based fuel; Cross section verification; JENDL-4.0; Reactivity worth;
Uncertainty analysis of the prototype FBR Monju with the JENDL-4.0 nuclear data set
Keywords: JENDL-4.0; Fast Breeder Reactor; Uncertainty analysis; Nuclear data processing; ERANOS; Monju
Benchmarking the new JENDL-4.0 library on criticality experiments of a research reactor with oxide LEU (20 w/o) fuel, light water moderator and beryllium reflectors
Keywords: JENDL-4.0; Criticality benchmark; Thermal research reactor; Oxide LEU fuel; Light water moderator; Beryllium reflector