Neutronics modeling and simulation of SHARP for fast reactor analysis /

Mã QR

Neutronics modeling and simulation of SHARP for fast reactor analysis /

Đã lưu trong:

Chi tiết về thư mục
Tác giả khác:	Kaushik, D., Lee, C.H., Mohamed, A.S., Smith, M.A., Wollaber, A., Yang, W.S.
Định dạng:	Bài viết
Ngôn ngữ:	English
Những chủ đề:	Fast reactor Multigroup cross section Neutron transport Simulation
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)

Neutron cross section data library for PD-105, AG-109, XE-131 and CS-133 /
Bỡi: Lee, Y. D.

Simulation Design of Thermal Neutron Collimators for Neutron Capture Studies at The Dalat Research Reactor
Bỡi: Trịnh, Thị Tú Anh
Được phát hành: (2022)

Pile neutron research.
Bỡi: Hughes, Donald James, 1915-
Được phát hành: (1953)

Opportunities and challenges of neutron science and technology in Korea /

Design and simulation of a thermal neutron beam for neutron capture studies at the Dalat research reactor
Bỡi: Trịnh, Thị Tú Anh, et al.
Được phát hành: (2023)

Characteristics of a new pneumatic transfer system for a neutron activation analysis at the HANARO research reactor /

A Study on the Impact of Pulse Shaping Parameters on Zero-Crossing Method Performance for Neutron/Gamma Discrimination
Bỡi: Phan, Văn Chuân, et al.
Được phát hành: (2024)

Analysis of adhesive tape activation during reactor flux measurements /

Open access in a spatially delineated artisanal fishery : The case of Minahasa, Indonesia /
Bỡi: Liese, Christopher.

Transport phenomena for chemical reactor design
Bỡi: Belfiore, Laurence A
Được phát hành: (2003)

Khảo sát thông lượng neutron nhiệt của lò phản ứng hạt nhân OPR1000 với hệ mô phỏng Cosi OPR1000
Bỡi: Nguyễn An Sơn, Trần Trung Nguyên, Trần Quốc Tuấn, Nguyễn Thị Minh Sang
Được phát hành: (2024)

California psychological inventory dominance scale measurement equivalence : General population normative and Indian, U.K. and U.S. managerial samples /
Bỡi: Kulas, John T.

Thực nghiệm xác định hệ số Ko của một số đồng vị bắt nguồn neutron Am-Be :
Bỡi: Nguyễn, Văn Thành
Được phát hành: (2011)

Tokamak reactor system analysis code for the conceptual development of demo reactor /
Bỡi: Hong, Bong-Guen.

Nghiên cứu chế tạo đồng vị99Mo bằng cách chiếu xạ bia Mô3 bởi nguồn neutron đồng vị Am-Be :
Bỡi: Lê, Thị Viễn
Được phát hành: (2011)

DEVELOPMENT OF A NEUTRON/GAMMA PULSE SHAPE DISCRIMINATION METHOD FOR THE FAST NEUTRON DETECTOR USING EJ-301 LIQUID SCINTILLATOR
Bỡi: Phan, Văn Chuân, et al.
Được phát hành: (2023)

Tính một số thông số đặc trưng thông lượng Neutron trong mâm quay của lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt trong cấu hình nhiên liệu mới dùng Code MCNP4C2 :
Bỡi: Nguyễn, Kim Khuyên
Được phát hành: (2010)

Digital method comparision for discrimination of neutrons and gamma-rays with scintillation detector
Bỡi: Phan, Văn Chuân, et al.
Được phát hành: (2023)

Manufacture of a fast neutron detector using EJ-301 liquid scintillator
Bỡi: Phan, Văn Chuân, et al.
Được phát hành: (2023)

Fast neutrons measured in copper from the Hiroshima atomic bomb dome /

STUDY ON NEUTRON – GAMMA PULSE SHAPE DISCRIMINATION ALGORITHMS FOR SCINTILLATION DETECTOR
Bỡi: Phan, Văn Chuân, et al.
Được phát hành: (2023)

Reactor physics challenges in gen-iv reactor design /
Bỡi: Driscoll, Michael J.

Fundamentals and recent developments of reactor physics methods /
Bỡi: Cho, Nam Zin.

Simulation of absorbed doses distribution in a polyethylene phantom for BNCT application at the Dalat research reactor
Bỡi: Trịnh, Thị Tú Anh
Được phát hành: (2022)

Evaluating four neutron-gamma discrimination methods with EJ-301 scintillator
Bỡi: Phan, Văn Chuân, et al.
Được phát hành: (2023)

Photoexitation of Sn119m isomer by bremsstrahlung of 4 MeV electrons /
Bỡi: Nguyen Cong Tam.

Status and perspective of two-phase flow modelling in the neptune multiscale thermal-hydraulic platform for nuclear reactor simulation /
Bỡi: Bestion, Dominique.

Chemical reactor analysis and design
Bỡi: Gilbert F. Froment
Được phát hành: (1979)

A cross-cultural examination of the psychometric properties of responses to the achievement goal questionnaire /
Bỡi: Murayama, Kou.

Chemical reactor design, optimization, and scaleup
Bỡi: Nauman, E. Bruce
Được phát hành: (2001)

Modeling of thin-film slurry photocatalytic reactors affected by radiation scattering /
Bỡi: Puma, Gianluca Li.

Assessment of CFD codes used in nuclear reactor safety simulations /
Bỡi: Smith, B.L..

Neutron scattering with a triple-axis spectrometer :
Bỡi: Shirane, G.
Được phát hành: (2002)

Nghiên cứu phản ứng hạt nhân (p,n) trên các bia chì (Pb), Wolfram (W) và Uranium (U) với năng lượng bắn phá tương đối thấp ( từ 0.01GeV đến 0.05GeV) :
Bỡi: Trần, Thị Diễm
Được phát hành: (2011)

Nuclear data measurement of 186re production via various reactions /

Chemical reactor analysis and applications for the practicing engineer
Bỡi: Theodore, Louis
Được phát hành: (2012)

Improved oxygen delivery in a continuous-roller-bottle reactor /

Introduction to nuclear reactor theory
Bỡi: Lamarsh, John R.
Được phát hành: (1966)

Design technology of fusion reactors /
Được phát hành: (1991)