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Neutronic simulation of a research reactor core of (232Th, 235U)O2 fuel using MCNPX2.6 code
Veröffentlicht in Pramāṇa
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Neutronic simulation of a research reactor core of (232Th, 235U)O 2 fuel using MCNPX2.6 code
Veröffentlicht in Pramāṇa
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