Nghiên cứu áp dụng chương trình MCNP để thiết kế tối ưu Howitzer nước dùng nguồn Neutron đồng vị

Mã QR

Nghiên cứu áp dụng chương trình MCNP để thiết kế tối ưu Howitzer nước dùng nguồn Neutron đồng vị

Đã lưu trong:

Chi tiết về thư mục
Tác giả chính:	Phạm, Đặng Phước Linh
Tác giả khác:	Nguyễn, Văn Hùng
Định dạng:	Luận văn
Ngôn ngữ:	Vietnamese
Được phát hành:	Trường Đại học Đà Lạt 2011
Những chủ đề:	Vật lý
Truy cập trực tuyến:	https://scholar.dlu.edu.vn/thuvienso/handle/DLU123456789/3962
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

Nghiên cứu áp dụng chương trình MCNP để thiết kế tối ưu Howitzer nước dùng nguồn neutron đồng vị : Luận văn thạc sĩ vật lý /
Bỡi: Phạm Đặng Phước Linh.
Được phát hành: (2010)

Nghiên cứu áp dụng chương trình MCNP để thiết kế tối ưu Howitzer nước dùng nguồn neutron đồng vị : Tóm tắt luận văn thạc sĩ vật lý /
Bỡi: Phạm Đặng Phước Linh.
Được phát hành: (2010)

Design and evaluation of neutron howitzer design for the research and education using MCNP5 program
Bỡi: Trương, Văn Minh, et al.
Được phát hành: (2024)

Đo thực nghiệm phân bố thông lượng và liều neutron đối với howitzer nước dùng nguồn neutron đồng vị
Bỡi: Vũ, Trọng Soạn
Được phát hành: (2013)

Xác định thực nghiệm đặc trưng làm chậm và khuếch tán của neutron trong Howitzer nước dùng nguồn neutron đồng vị
Bỡi: Văn, Lê Quang
Được phát hành: (2012)

Đo thực nghiệm phân bố thông lượng và liệu neutron đối với howitzer nước dùng nguồn neutron đồng vị : Luận văn Thạc sĩ Vật lý Kỹ thuật /
Bỡi: Vũ Trọng Soạn.
Được phát hành: (2012)

Đo thực nghiệm phân bố thông lượng và liệu neutron đối với howitzer nước dùng nguồn neutron đồng vị : Tóm tắt luận văn Thạc sĩ Vật lý Kỹ thuật /
Bỡi: Vũ Trọng Soạn.
Được phát hành: (2012)

Xác định thực nghiệm đặc trưng làm chậm và khuếch tán của neutron trong Howitzer nước dùng nguồn neutron đồng vị : Luận văn Thạc sĩ Vật lý Kỹ thuật /
Bỡi: Văn Lê Quang.
Được phát hành: (2011)

Xác định thực nghiệm đặc trưng làm chậm và khuếch tán của neutron trong Howitzer nước dùng nguồn neutron đồng vị : Tóm tắt luận văn Thạc sĩ Vật lý Kỹ thuật /
Bỡi: Văn Lê Quang.
Được phát hành: (2011)

Tính toán liều bức xạ trong phương pháp Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) để điều trị khối u não bằng chương trình mô phỏng MCNP
Bỡi: Mai, Trọng Minh
Được phát hành: (2018)

Hiệu chỉnh trùng phùng tổng trong hệ phổ kế Gamma sử dụng chương trình MCNP
Bỡi: Trần, Thiện Thanh
Được phát hành: (2011)

Tính toán thiết kế container chuyên mẫu chiếu xạ tại lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt bằng chương trình Mcnp
Bỡi: Trương, Đình Vũ
Được phát hành: (2023)

Nghiên cứu phân tích kích hoạt Neutron tối ưu trên hệ máy MTA-1527 và khai thác sử dụng nguồn H3-Zr dùng cho phân tích huỳnh quang tia X
Bỡi: Huỳnh, Trúc Phương
Được phát hành: (2011)

Nghiên cứu áp dụng chương trình MCNP để mô phỏng trường bức xạ gamma tán xạ ngược trên hệ đo chiều dày vật liệu MYO-101
Bỡi: Võ, Ngọc Minh Thảo
Được phát hành: (2010)

Các nghiên cứu đặc tính neutron đại diện đối với các đầu dò VVER-1000 sử dụng SRAC và MCNP5
Được phát hành: (2024)

Phép đo tiết diện bắt neutron nhiệt của 115 In nhờ kích hoạt neutron bằng nguồn Ra-Be :
Bỡi: Võ, Thị Mỹ Hòa
Được phát hành: (2012)

Xác định đường kính chùm neutron bằng phương pháp phân tích kích hoạt neutron
Bỡi: Đặng, Văn Tiến
Được phát hành: (2017)

Khảo sát phổ gamma tán xạ của chùm photon phát ra từ nguồn 65Zn sử dụng chương trình MCNP5 = An investigation of the gamma scattering spectrum of 65Zn radioactive source by MCNP5 code /
Bỡi: Nguyễn Thị Mỹ Lệ.

Nghiên cứu áp dụng chương trình MCNP để mô phỏng trường bức xạ gamma tán xạ ngược trên hệ đo chiều dày vật liệu MYO-101
Bỡi: Đoàn, Trọng Thứ
Được phát hành: (2024)

The structure and evolution of neutron stars :
Được phát hành: (1992)

Tính toán liều bức xạ trong phương pháp Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) để điều trị khối u não bằng chương trình mô phỏng MCNP : Luận văn Thạc sĩ Vật lý kỹ thuật /
Bỡi: Mai Trọng Minh.
Được phát hành: (2016)

Tính toán các thông số đặc trưng cho hệ chụp ảnh Neutron tại kênh số 3 lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt sử dụng chương trình MCNP5 : Luận văn Thạc sĩ Vật lý kỹ thuật /
Bỡi: Nguyễn Trường Giang.
Được phát hành: (2017)

Tính toán liều bức xạ trong phương pháp Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) để điều trị khối u não bằng chương trình mô phỏng MCNP : Tóm tắt Luận văn Thạc sĩ Vật lý kỹ thuật /
Bỡi: Mai Trọng Minh.
Được phát hành: (2016)

Tính toán các thông số đặc trưng cho hệ chụp ảnh Neutron tại kênh số 3 lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt sử dụng chương trình MCNP5 : Tóm tắt Luận văn Thạc sĩ Vật lý kỹ thuật /
Bỡi: Nguyễn Trường Giang.
Được phát hành: (2017)

Nghiên cứu áp dụng chương trình MCNP để mô phỏng trường bức xạ gamma tán xạ ngược trên hệ đo chiều dày vật liệu MYO-101 : Luận văn Thạc sĩ Vật lý Kỹ thuật /
Bỡi: Võ Ngọc Minh Thảo.
Được phát hành: (2009)

Sử dụng thuật toán tối ưu bầy đàn thiết kế tối ưu trọng lượng dầm liên hợp thép - bê tông theo tiêu chuẩn Eurocode 4
Bỡi: Trần, Anh Bảo, et al.
Được phát hành: (2024)

Nhập môn vật lý Neutron /
Bỡi: Mai Văn Nhơn
Được phát hành: (2002)

Nghiên cứu, xây dựng hệ đếm neutron nhiệt dùng ống đếm tỷ lệ qua ứng dụng kỹ thuật vi điều khiển
Bỡi: Nguỵ, Thành Dũng
Được phát hành: (2012)

Nghiên cứu xây dựng thuật toán phân biệt xung Neutron-Gamma từ Detector nhấp nháy
Bỡi: Vương, Nữ Minh Khuê
Được phát hành: (2015)

Nghiên cứu topaz chiếu xạ neutron :
Bỡi: Huỳnh, Ngọc Phượng
Được phát hành: (2010)

Tính toán thiết kế tối ưu tổ hợp phin lọc nơtron đơn năng 2 KeV
Bỡi: Đào, Mạnh Trinh
Được phát hành: (2014)

áp dụng thuật toán tiến hóa trong thiết kế tối ưu kết cấu thép
Bỡi: Vũ, Anh Tuấn
Được phát hành: (2024)

Xác định hệ số trùng phùng tổng bằng phương pháp Monte Carlo sử dụng chương trình MCNP–CP và PENNUC
Bỡi: Lê, Hoàng Minh, et al.
Được phát hành: (2023)

Sử dụng phương pháp thời hằng phân rã để xây dựng thuật toán phân biệt xung Neutron - Gamma dựa trên kỹ thuật xử lý tín hiệu số và thiết kế chế tạo thử nghiệm khối phân biệt dạng xung Neutron - Gamma ứng dụng công nghệ FPGA
Bỡi: Đặng, Hồng Ngọc Quý
Được phát hành: (2021)

Áp dụng phân tích kích hoạt Neutron dụng cụ để nghiên cứu các di vật đá ở huyện Lâm Hà, tỉnh Lâm Đồng
Bỡi: Trần, Quang Thiện, et al.
Được phát hành: (2021)

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)

Tối ưu đa mục tiêu giàn thép với biến thiết kế rời rạc sử dụng phân tích trực tiếp
Bỡi: Mai, Sỹ Hùng
Được phát hành: (2024)

Thiết kế tối ưu
Bỡi: Nguyễn, Viết Trung
Được phát hành: (2003)

Thiết kế tối ưu
Bỡi: Nguyễn, Viết Trung
Được phát hành: (2003)

Thiết kế tối ưu
Bỡi: Nguyễn Viết Trung
Được phát hành: (2009)