Determination of plutonium and uranium content and burnup using six group delayed neutrons

AKYÜREK T., Usman S.

Nuclear Engineering and Technology, cilt.51, sa.4, ss.943-948, 2019 (SCI-Expanded) identifier identifier

  • Yayın Türü: Makale / Tam Makale
  • Cilt numarası: 51 Sayı: 4
  • Basım Tarihi: 2019
  • Doi Numarası: 10.1016/j.net.2019.01.005
  • Dergi Adı: Nuclear Engineering and Technology
  • Derginin Tarandığı İndeksler: Science Citation Index Expanded (SCI-EXPANDED), Scopus
  • Sayfa Sayıları: ss.943-948
  • Anahtar Kelimeler: Fuel elements, Burnup, Delay neutrons, Six group parameters, MISSOURI UNIVERSITY, MOX FUEL, SPECTRUM, FISSION
  • Marmara Üniversitesi Adresli: Evet