"neutron absorbing materials" trang 7 - tải miễn phí từ tailieunhanh
Identification of differentially expressed genes and pathways in mice exposed to mixed field neutron/photon radiation

Identification of differentially expressed genes and pathways in mice exposed to mixed field neutron/photon radiation
14    25    1
Simulation of absorbed doses distribution in a polyethylene phantom for BNCT application at the Dalat research reactor

Simulation of absorbed doses distribution in a polyethylene phantom for BNCT application at the Dalat research reactor
7    59    4
Tốc độ phân rã của neutron trong kênh rã thông qua hạt photon tối X17

Tốc độ phân rã của neutron trong kênh rã thông qua hạt photon tối X17
3    29    1
Pyramid finite elements for discontinuous and continuous discretizations of the neutron diffusion equation with applications to reactor physics

Pyramid finite elements for discontinuous and continuous discretizations of the neutron diffusion equation with applications to reactor physics
10    11    1
Development of a research reactor protocol for neutron multiplication measurements

Development of a research reactor protocol for neutron multiplication measurements
20    10    1
Development of a new method to determine the axial void velocity profile in BWRs from measurements of the in-core neutron noise

Development of a new method to determine the axial void velocity profile in BWRs from measurements of the in-core neutron noise
11    14    1
Deterministic and stochastic methods for sensitivity analysis of neutron noise

Deterministic and stochastic methods for sensitivity analysis of neutron noise
6    10    1
Coupled 3D neutron kinetics and thermalhydraulic characteristics of the Canadian supercritical water reactor

Coupled 3D neutron kinetics and thermalhydraulic characteristics of the Canadian supercritical water reactor
12    9    1
Comparison of the response of handheld neutron detectors in differing deployment environments: Measurements, calculations and practical implications

Comparison of the response of handheld neutron detectors in differing deployment environments: Measurements, calculations and practical implications
7    17    1
Effects of electrode area and interval on the sensitivity of bilateral silicon detectors used for neutron dosimetry

Effects of electrode area and interval on the sensitivity of bilateral silicon detectors used for neutron dosimetry
5    7    1
Principal Component Analysis applied to neutron dosimetry based on PADC detectors and FNTDs

Principal Component Analysis applied to neutron dosimetry based on PADC detectors and FNTDs
13    11    1
A Monte-Carlo study on the fluorescent nuclear track detector (FNTD) response to fast neutrons: Which information can be obtained by single layer and 3D track reconstruction analyses?

A Monte-Carlo study on the fluorescent nuclear track detector (FNTD) response to fast neutrons: Which information can be obtained by single layer and 3D track reconstruction analyses?
13    14    1
Results of the EURADOS international comparison exercise on neutron spectra unfolding in Bonner spheres spectrometry

Results of the EURADOS international comparison exercise on neutron spectra unfolding in Bonner spheres spectrometry
10    13    1
Optimization of the Compton suppression gamma-ray spectroscopy in Neutron activation analysis system: Monte carlo

Optimization of the Compton suppression gamma-ray spectroscopy in Neutron activation analysis system: Monte carlo
14    17    1
Tính toán các hiệu ứng tự che chắn, tán xạ nhiều lần và bắt bức xạ lên tiết diện neutron bằng chương trình mô phỏng MCNP

Tính toán các hiệu ứng tự che chắn, tán xạ nhiều lần và bắt bức xạ lên tiết diện neutron bằng chương trình mô phỏng MCNP
9    16    1
One-dimensional multigroup neutron diffusion eigenvalue problem solution using finite difference method

One-dimensional multigroup neutron diffusion eigenvalue problem solution using finite difference method
9    13    1
Theoretical calculation and simulation of 99MTC production process by neutron irradiation of MoO3 wire using MCNPX code

Theoretical calculation and simulation of 99MTC production process by neutron irradiation of MoO3 wire using MCNPX code
7    11    1
Nghiên cứu sự đảo ngược spin của trạng thái cơ bản trong đồng vị giàu neutron 49Cl

Nghiên cứu sự đảo ngược spin của trạng thái cơ bản trong đồng vị giàu neutron 49Cl
7    13    1
Đánh giá ảnh hưởng của hiệu ứng thời gian chết trong phân tích kích hoạt neutron lặp vòng

Đánh giá ảnh hưởng của hiệu ứng thời gian chết trong phân tích kích hoạt neutron lặp vòng
8    15    1
Mô phỏng phân bố thông lượng neutron và suất liều bức xạ trên kênh ngang số 1 của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt

Mô phỏng phân bố thông lượng neutron và suất liều bức xạ trên kênh ngang số 1 của Lò phản ứng hạt nhân Đà Lạt
7    14    2