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タイトル: Improvement of Neutronics Calculation Methods for Fast Reactors
著者: TAKEDA, Toshikazu
キーワード: neutronics calculation
fast reactor
annular fuel
effective cross section
transport calculation
発行日: 2月-2011
掲載誌: Progress in NUCLEAR SCIENCE and TECHNOLOGY
巻: 2
資料タイプ: Conference Paper
URI: http://hdl.handle.net/10098/6954
http://hdl.handle.net/10461/24399
出現コレクション:01 学会発表

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