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Simultaneous Measurement of 235U Fission and Capture Cross Sections From 0.01 eV to 3 keV Using a Gamma Multiplicity Detector
Nuclear science and engineering, 2017-09, Vol.187 (3), p.291-301
2017
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Prediction of the Prompt Neutron Multiplicity Distribution ν(A) for 235U(n,f) and 239Pu(n,f) in the Incident Energy Range of Multichance Fission
Nuclear science and engineering, 2018-10, Vol.192 (1), p.52-69
2018
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What Is the Real PFNS of 235U at Thermal Point?
Nuclear science and engineering, 2017-05, Vol.186 (2), p.190-198
2017
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Post-Neutron Mass Yield Distribution in the Epi-Cadmium Neutron-Induced Fission of 243Am
Nuclear science and engineering, 2022-06, Vol.196 (6), p.694-714
2022
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Mechanism of Fission Neutron Emission: New Experimental Arguments
Nuclear science and engineering, 2020-10, Vol.194 (10), p.927-937
2020
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Experimental Analyses of 243Am and 235U Fission Reaction Rates at Kyoto University Critical Assembly
Nuclear science and engineering, 2021-11, Vol.195 (11), p.1144-1153
2021
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Analysis of Fission Matrix Databases with Nonuniform Fuel Temperature Profiles for Static and Transient Calculations
Nuclear science and engineering, 2024-04, p.1-11
2024
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A Diffusion Scale Approximation for Stochastic Fission Chains with State Feedback
Nuclear science and engineering, 2024-04, p.1-15
2024
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Fourier Method for Calculating Fission Chain Neutron Multiplicity Distributions
Nuclear science and engineering, 2016-10, Vol.184 (2), p.244-253
2016
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Post-Neutron Mass Yield Distribution in the Epi-Cadmium Neutron-Induced Fission of 239Pu
Nuclear science and engineering, 2024-11, Vol.198 (11), p.2051-2068
2024
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Development of Uncertainty Analysis Techniques for the Fission Matrix-Based Neutron Transport Code RAPID
Nuclear science and engineering, 2022-09, Vol.196 (9), p.1101-1113
2022
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Strategies for Fast Fission Matrix Estimation with Fuel Temperature and Control Rod Feedback
Nuclear science and engineering, 2021-10, Vol.195 (10), p.1017-1035
2021
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Open Access
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Parallel Fission Bank Algorithms in Monte Carlo Criticality Calculations
Nuclear science and engineering, 2012-02, Vol.170 (2), p.125-135
2012
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Post-Neutron Mass Yield Distribution in the Epi-Cadmium Neutron-Induced Fission of 241Am
Nuclear science and engineering, 2022-08, Vol.196 (8), p.982-1005
2022
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Scoping Studies for a Lead-Lithium-Cooled, Minor-Actinide-Burning, Fission-Fusion Hybrid Reactor Design
Nuclear science and engineering, 2023-08, Vol.197 (8), p.1911-1927
2023
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Optimal Batch Size Growth for Wielandt Method and Superhistory Method
Nuclear science and engineering, 2022-02, Vol.196 (2), p.183-192
2022
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Post-Neutron Mass Yield Distribution in the Epi-Cadmium Neutron-Induced Fission of 238Pu
Nuclear science and engineering, 2024-04, Vol.198 (4), p.771-785
2024
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The RAPID Fission Matrix Approach to Reactor Core Criticality Calculations
Nuclear science and engineering, 2018-10, Vol.192 (1), p.21-39
2018
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Post-Neutron Mass Yield Distribution in the Thermal Neutron-Induced Fission of 235U
Nuclear science and engineering, 2023-04, Vol.197 (4), p.485-509
2023
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Post-Neutron Mass Yield Distribution in the Epi-Cadmium Neutron-Induced Fission of 241Pu
Nuclear science and engineering, 2023-12, Vol.197 (12), p.3110-3124
2023
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Post-Neutron Mass Yield Distribution in the Epi-Cadmium Neutron-Induced Fission of 245Cm
Nuclear science and engineering, 2023-07, Vol.197 (7), p.1279-1292
2023
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A Stochastic Transport Model for the Cumulative Number of Fissions and Deposited Fission Energy
Nuclear science and engineering, 2023-02, Vol.197 (2), p.189-211
2023
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Post-Neutron Fission Product Yield Distribution in the Spontaneous Fission of 244Cm
Nuclear science and engineering, 2023-01, Vol.197 (1), p.25-44
2023
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Post-Neutron Mass Yield Distribution in the Epi-Cadmium Neutron-Induced Fission of 229Th
Nuclear science and engineering, 2023-07, Vol.197 (7), p.1265-1278
2023
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Investigation of the AGN-201M Research Reactor's Unique Dominance Ratio
Nuclear science and engineering, 2022-11, Vol.196 (11), p.1323-1332
2022
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