Assessment of pin-by-pin fission rate distribution within MOX/UO2 fuel assembly using MCNPX code

The aim of the present paper is to assess the calculations of pin-by-pin group integrated fission rates within MOX/UO Fuel assemblies using the Monte Carlo code MCNPX2.7c with two sets of the available latest nuclear data libraries used for calculating MOX-fueled systems. The data that are used in t...

Ausführliche Beschreibung

Bibliographische Detailangaben

Veröffentlicht in:	Kerntechnik (1987) 2016-03, Vol.81 (1), p.38-49
Hauptverfasser:	Louis, H. K., Amin, E.
Format:	Artikel
Sprache:	eng
Online-Zugang:	Volltext
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