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Nuclear data uncertainty propagation on spent fuel nuclide compositions
Veröffentlicht in Annals of nuclear energy
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A Bayesian Monte Carlo method for fission yield covariance information
Veröffentlicht in Annals of nuclear energy
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Re-evaluation of the thermal neutron capture cross section of 147Nd
Veröffentlicht in Annals of nuclear energy
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First feedback with the AMMON integral experiment for the JHR calculations
Veröffentlicht in EPJ Web of conferences
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Nuclear Data Uncertainties for Typical LWR Fuel Assemblies and a Simple Reactor Core
Veröffentlicht in Nuclear data sheets
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Re-evaluation of the thermal neutron capture cross section of Nd-147
Veröffentlicht in Annals of nuclear energy
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Re-evaluation of the thermal neutron capture cross section of 147 Nd
Veröffentlicht in Annals of nuclear energy
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