Veli ÇAPALI,
Mert ŞEKERCİ,
Abdullah KAPLAN
Hızlı nötron reaktörlerinde yakıt malzemesi olarak kullanılan 235,238U ve 239Pu izotoplarına yönelik tesir kesiti hesaplamaları için nükleer seviye yoğunluğu parametresinin incelenmesi
Investigation of nuclear level density parameter for the cross section calculations of 235,238U and 239Pu isotopes used as fuel materials in fast neutron reactors
Balıkesir Üniversitesi Fen Bilimleri Enstitüsü Dergisi
2017-Cilt: 19 - Sayı: 3
1-6
Fast neutron reactor,
fuel material,
cross section,
level density parameter,
TALYS
129
89