Monte-Carlo calculations for the development of a BNCT neutron source at the Kyiv Research Reactor

Author:

Gritzay O.O,Kalchenko O.I,Klimova N.A,Razbudey V.F,Sanzhur A.I,Binney S.E

Publisher

Elsevier BV

Subject

Radiation

Reference4 articles.

1. Briesmeister, J.F. (Ed.), 2000. MCNP—A general Monte Carlo N-particle transport code. Version 4C, LA-13709M.

2. Croff, A.G., 1980. A users manual for the ORIGEN2 computer code. ORNL/TM-7175.

3. Possibility of neutron source for boron neutron capture therapy at kyiv research reactor;Gritzay,2002

4. Gritzay, O., Libman, V., Kalchenko, O., Klimova, N., Tsherban, T., 2003. Measurements and Calculations of Neutron Flux for Neutron Capture Therapy. Book of Abstracts, the 5th International Conference “MPNP-2003”, Samarkand, Uzbekistan, pp. 90–91.

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