Neutron cross section data library for PD-105, AG-109, XE-131 and CS-133 /
Đã lưu trong:
Tác giả chính: | Lee, Y. D. |
---|---|
Tác giả khác: | Chang, J. H. |
Định dạng: | Bài viết |
Ngôn ngữ: | English |
Những chủ đề: | |
Các nhãn: |
Thêm thẻ
Không có thẻ, Là người đầu tiên thẻ bản ghi này!
|
Thư viện lưu trữ: | Thư viện Trường Đại học Đà Lạt |
---|
Những quyển sách tương tự
-
Thermal neutron capture cross-section and resonance integral measurements of 186W(n,γ)187W reaction using the thermal column neutron source at the Dalat research reactor
Bỡi: Trịnh, Thị Tú Anh
Được phát hành: (2023) - Neutronics modeling and simulation of SHARP for fast reactor analysis /
-
Fission Neutrons
Bỡi: Kornilov, Nikolay
Được phát hành: (2015) -
Open access in a spatially delineated artisanal fishery : The case of Minahasa, Indonesia /
Bỡi: Liese, Christopher. -
Social context, diversity and risk among women who inject drugs in Vietnam: descriptive findings from a cross-sectional survey
Bỡi: Khuất, Thị Oanh