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Chromium-Coated Zirconium Cladding Neutronics Impact for APR-1400 Reactor Core
Veröffentlicht in Energies (Basel)
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SiC and FeCrAl as Potential Cladding Materials for APR-1400 Neutronic Analysis
Veröffentlicht in Energies (Basel)
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Evaluation review of the 250Cf neutron cross section
Veröffentlicht in Applied radiation and isotopes
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Sensitivity neutronic analysis of accident tolerant fuel concepts in APR1400
Veröffentlicht in Journal of nuclear materials
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