دانلود مقالات ISI درباره Mcnp4C Code + ترجمه فارسی

The use of MOX caramel fuel mixed with 241Am, 242mAm and 243Am as burnable absorber actinides for the MTR research reactors

Keywords: MTR-22 MW reactor; MOX caramel fuel; Criticality safety; Neutronic parameters; MCNP4C code;

دانلود رایگان متن کامل مقاله ISI 8 صفحه سال انتشار : 2017 سفارش ترجمه

A computational study of re-cycling the MTR research reactors with MOX fuel mixed with 241Am, 242Am and 243Am as burnable absorbers actinides using the MCNP4C code

Keywords: MTR-22 MW reactor; MOX fuel; Criticality safety; Neutronic parameters; Minor actinide; MCNP4C code;

دانلود رایگان متن کامل مقاله ISI 9 صفحه سال انتشار : 2017 سفارش ترجمه

Burning of the Minor Actinides in fuel cycle of the MTR-reactors

Keywords: MTR-22 MW reactor; UO2 and MOX caramel fuel; Minor actinides; Criticality and neutronic parameters; MCNP4C code;

دانلود رایگان متن کامل مقاله ISI 9 صفحه سال انتشار : 2017 سفارش ترجمه

Determining the mass attenuation coefficients for some polymers using MCNP code: A comparison study

Keywords: Mass attenuation coefficient; MCNP4C code; XCOM; Polymer;

دانلود رایگان متن کامل مقاله ISI 24 صفحه سال انتشار : 2017 سفارش ترجمه

Study of criticality safety and neutronic parameters of UO2 fuel in MTR research reactors using the MCNP4C code

Keywords: MTR-22 MW reactor; UO2 fuel; Criticality safety; Neutronic parameters; MCNP4C code

دانلود رایگان متن کامل مقاله ISI 13 صفحه سال انتشار : 2016 سفارش ترجمه

Extending the maximum operation time of the MNSR reactor

Keywords: MNSR; MCNP4C code; The excess reactivity; Safety reactivity factor; Operation time;

دانلود رایگان متن کامل مقاله ISI 21 صفحه سال انتشار : 2016 سفارش ترجمه

Design calculation of an epithermal neutronic beam for BNCT at the Syrian MNSR using the MCNP4C code

Keywords: BNCT; Syrian MNSR; Epithermal neutron beam; MCNP4C code

دانلود رایگان متن کامل مقاله ISI 6 صفحه سال انتشار : 2015 سفارش ترجمه

A comparative study of the neutron flux spectra in the MNSR irradiation sites for the HEU and LEU cores using the MCNP4C code

Keywords: MNSR; MCNP4C code; LEU; HEU; Neutron energy flux spectra; Lethargy

دانلود رایگان متن کامل مقاله ISI 7 صفحه سال انتشار : 2015 سفارش ترجمه

Minimizing MTR reactor uranium load with the use of MOX fuel by employing ORIGEN-S and MCNP4C codes

Keywords: MTR reactor; MOX fuel; Fuel cycle; ORIGEN-S code; MCNP4C code; PFCOM program;

دانلود رایگان متن کامل مقاله ISI 7 صفحه سال انتشار : 2015 سفارش ترجمه

Design of an epithermal neutron beam for BNCT in thermal column of Tehran research reactor

Keywords: Tehran research reactor; Boron neutron capture therapy; Thermal column; Beam shaping assembly; MCNP4C code

دانلود رایگان متن کامل مقاله ISI 5 صفحه سال انتشار : 2014 سفارش ترجمه

Optimum design of multi-layer K-edge filter and multi-stage detectors for triple energy bone densitometer

Keywords: Triple energy bone densitometer; K-edge filter; Multi-stage detector; MCNP4C code

دانلود رایگان متن کامل مقاله ISI 6 صفحه سال انتشار : 2014 سفارش ترجمه

A feasibility study of the Tehran research reactor as a neutron source for BNCT

Keywords: Tehran research reactor; BNCT; MCNP4C code; SAND-II code; Neutron spectrum measurement; Foil activation method;

دانلود رایگان متن کامل مقاله ISI 14 صفحه سال انتشار : 2014 سفارش ترجمه

Design of boron carbide-shielded irradiation site of the outer irradiation site of the Syrian MNSR using MCNP

Keywords: MNSR; Boron carbide; Epithermal neutron flux; MCNP4C code

دانلود رایگان متن کامل مقاله ISI 8 صفحه سال انتشار : 2013 سفارش ترجمه