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Methodologies to determine the pu content of spent fuel assemblies for input nuclear material accountancy of pyroprocessing

원문정보

Tae-Hoon Lee, Tae-Je Kwon, Hee-Sung Shin, Young-Soo Kim, Ho-Dong Kim

한국방사성폐기물학회 한국방사성폐기물학회 학술논문요약집 Vol.9 No.2 2011.10 pp.123-124
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목차

1. Introduction
 2. Methods
  2.1 True amounts of elements of a spent fuel assembly
  2.2 Average bumup method
  2.3 Neutron emission vs. PU method
 3. Conclusions
 References

저자정보

  • Tae-Hoon Lee Korea Atomic Energy Research Institute
  • Tae-Je Kwon KEPCO Nuclear Fuel
  • Hee-Sung Shin Korea Atomic Energy Research Institute
  • Young-Soo Kim Korea Atomic Energy Research Institute
  • Ho-Dong Kim Korea Atomic Energy Research Institute

참고문헌

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