Dept. of Nucl. Eng., Pakistan Inst. of Eng. Appl. Sci., Islamabad, Pakistan;
fission products; fission reactor fuel reprocessing; fission research reactors; neutron activation analysis; nuclear engineering computing; nuclear materials transportation; radioactive waste disposal; radioactive waste processing; shielding; ORIGEN2 depletion computer code; PARR-I; actinides activity; enriched uranium silicide fuel; fission products; fuel loading; heat load analysis; isotope production; material test research reactor; neutron activation analysis; neutron physics experiments; nuclear power reactor;
机译:通过计算机代码APOLLO1计算RBMK反应堆乏燃料干式储存桶的倍增系数
机译:计算机代码Apollo1计算RBMK反应器燃料干燥储存桶的乘法因子
机译:直接在坎杜反应器中使用加压加压反应器燃料的经济分析-III:双重燃料消耗成本
机译:使用ORIGEN2计算机代码对材料测试研究堆的燃料分析
机译:危险材料运输的路由和计划:管理大量核燃料运输(多目标,最短路径,曲线)的算法方法。
机译:加压水反应器用Serpent2代码生产的核燃料数据库
机译:潜在储存库废弃物的特点:第4卷,附录4A,美国教育机构的核反应堆;附录4B,教育机构核反应堆的数据表;附录4C,Fort St. Vrain废燃料的补充数据;附录4d,桃底1花费的补充数据;附录4e,快速通量测试设施的补充数据
机译:用于ORIGEN2计算机代码的标准和扩展燃耗pWR(压水反应堆)和BWR(沸水反应堆)反应堆模型。