Просмотр коллекции по группе - По тематике MCNP
Отображение результатов 1 до 4 из 4
Дата публикации | Название | Авторы |
2023 | Criticality analysis of pyrochemical reprocessing apparatuses for mixed uranium-plutonium nitride spent nuclear fuel using the MCU-FR and MCNP program codes | Kizub, P. A.; Blokhin, A. I.; Blokhin, P. A.; Mitenkova, E. F.; Mosunova, N. A.; Kovrov, V. A.; Shishkin, A. V.; Zaikov, Y. P.; Rakhmanova, O. R. |
2020 | Evaluation of radiation shielding features of co and ni-based superalloys using mcnp-5 code: Potential use in nuclear safety | Sayyed, M. I.; Mohammed, F. Q.; Mahmoud, K. A.; Lacomme, E.; Kaky, K. M.; Khandaker, M. U.; Faruque, M. R. I. |
2019 | Gamma ray shielding characteristics and exposure buildup factor for some natural rocks using MCNP-5 code | Mahmoud, K. A.; Sayyed, M. I.; Tashlykov, O. L. |
2023 | Physical characterization and radiation shielding features of B2O3[sbnd]As2O3 glass ceramic | Hanfi, M. Y.; Sakr, A. K.; Ismail, A. M.; Atia, B. M.; Alqahtani, M. S.; Mahmoud, K. A. |