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1
Neutron flux and gama dose profile measurements and calculations along a phantom in the BNCT facility of IEA-R1 reactor
por
MUNIZ
,
R.O.R
.
Publicado em 2014
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Artigo de conferência
2
Neutronic comparison of hig density fuels (U-MO-AL and Usub(3)Slsub(2)-AL) for research reactor
por
MUNIZ
,
R.O.R
.
Publicado em 2016
Acessar documento
Artigo de conferência
3
Comparison of low enriched uranium UAlx-Al and U-Ni) targets with different geometries for the production of molybdenum-99
por
DOMINGOS, D.B.
Publicado em 2016
Outros Autores:
“
...
MUNIZ
,
R.O.R
....
”
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Artigo de conferência
4
Fuel performance assessment of enhanced accident tolerant fuel using iron-based alloys as cladding
por
GIOVEDI, C.
Publicado em 2020
Outros Autores:
“
...
MUNIZ
,
R.O.R
....
”
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Artigo de conferência
5
Radiation field characterization of the NCT research facility at IEA-R1
por
COELHO, P.R.P.
Publicado em 2014
Outros Autores:
“
...
MUNIZ
,
R.O.R
....
”
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Artigo de conferência
6
Assessment of high conductivity ceramic fuel concept under normal and accident conditions
por
GOMES, D.S.
Publicado em 2020
Outros Autores:
“
...
MUNIZ
,
R.O.R
....
”
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Artigo de conferência
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