Universitas Andalas - Research Directory

Analisis Densitas Nuklida Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor (LFR) Bedasarkan Variasi Daya Keluaran
Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam
Authors: FERISKA HANDAYANI IRKA
Non Kategori |Universitas Andalas
2016
Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO2, N2)
Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam
Authors: FERISKA HANDAYANI IRKA
Non Kategori |Universitas Andalas
2016
Optimasi Ukuran Teras Reaktor Cepat Berpendingin Gas dengan Uranium Alam sebagai Bahan Bakar
Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam
Authors: FERISKA HANDAYANI IRKA
Non Kategori |Universitas Andalas
2016
Analisis Densitas Nuklida Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor (LFR) Bedasarkan Variasi Daya Keluaran
Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam
Authors: FERISKA HANDAYANI IRKA
Non Kategori |Universitas Andalas
2016
Analisis Neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX)
Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam
Authors: FERISKA HANDAYANI IRKA
Non Kategori |Universitas Andalas
2016
Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO2, N2)
Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam
Authors: FERISKA HANDAYANI IRKA
Non Kategori |Universitas Andalas
2016
Analisis Burn Up pada Reaktor Cepat Berpendingin Gas Menggunakan Bahan Bakar Uranium Alam
Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam
Authors: FERISKA HANDAYANI IRKA
Non Kategori |Universitas Andalas
2015
Analisis Burn Up pada Reaktor Cepat Berpendingin Gas Menggunakan Bahan Bakar Uranium Alam
Fakultas Matematika dan Ilmu Pengetahuan Alam
Authors: FERISKA HANDAYANI IRKA
Non Kategori |Jurnal Ilmu Fisika
2015

Analisis Densitas Nuklida Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor (LFR) Bedasarkan Variasi Daya Keluaran

Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO2, N2)

Optimasi Ukuran Teras Reaktor Cepat Berpendingin Gas dengan Uranium Alam sebagai Bahan Bakar

Analisis Densitas Nuklida Lead-Bismuth Cooled Fast Reactor (LFR) Bedasarkan Variasi Daya Keluaran

Analisis Neutronik Super Critical Water Reactor (SCWR) dengan Variasi Bahan Bakar (UN-PuN, UC-PuC dan MOX)

Analisis Neutronik pada Gas Cooled Fast Reactor (GCFR) dengan Variasi Bahan Pendingin (He, CO2, N2)

Analisis Burn Up pada Reaktor Cepat Berpendingin Gas Menggunakan Bahan Bakar Uranium Alam

Analisis Burn Up pada Reaktor Cepat Berpendingin Gas Menggunakan Bahan Bakar Uranium Alam