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无源中子符合计数法测量MOX中钚质量铀干扰修正方法研究
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作者 张俞奇 许小明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期1372-1379,共8页
无源中子符合计数法可以在不破坏MOX(mixed oxide)燃料的前提下,测量其中子信号进行符合分析而得出Pu含量,但在MOX燃料的测量应用过程中,Pu自发裂变中子会诱发U产生显著诱发中子信号,对于Pu的测量产生干扰。通过蒙特卡罗模拟与MSR数据... 无源中子符合计数法可以在不破坏MOX(mixed oxide)燃料的前提下,测量其中子信号进行符合分析而得出Pu含量,但在MOX燃料的测量应用过程中,Pu自发裂变中子会诱发U产生显著诱发中子信号,对于Pu的测量产生干扰。通过蒙特卡罗模拟与MSR数据处理方法,开展了无源中子符合计数法测量MOX燃料中Pu质量时U产生的诱发中子信号干扰比例模拟研究。模拟结果分别给出了U诱发信号干扰占比随MOX燃料样品PuO_(2)质量含量、密度、质量的变化关系,得到了明确的函数关系式。该方法适用于样品密度在1.5~9.0 g/cm^(3)、质量在10~500 g、PuO_(2)含量在1%~44%范围的MOX燃料无源中子符合计数法测量的修正,修正因子为0.64%~8.49%,适用于快堆及热堆以及不同生产阶段MOX燃料中U、Pu含量的测量分析。 展开更多
关键词 MOX 蒙特卡罗模拟 源中子符合计数法
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可控源中子仪器钻铤结构对测量影响的数值模拟研究 被引量:1
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作者 骆庆锋 范宇翔 +2 位作者 梁羽佳 刘容华 郭广鎏 《石油管材与仪器》 2015年第1期27-29,共3页
可控源中子孔隙度随钻测井仪设计之初中子发生器、中子探测器在其自有钻铤上有两种安装方式,分别是放置在钻铤水眼内和偏心放置在钻铤一侧。由于中子发生器、中子探测器所处的位置不同,其周围存在的流体和钻铤屏蔽效果存在差异,从而引... 可控源中子孔隙度随钻测井仪设计之初中子发生器、中子探测器在其自有钻铤上有两种安装方式,分别是放置在钻铤水眼内和偏心放置在钻铤一侧。由于中子发生器、中子探测器所处的位置不同,其周围存在的流体和钻铤屏蔽效果存在差异,从而引起中子计数率、测量灵敏度和孔隙度差别。通过建立仪器模型,运用MC(蒙特卡洛)数值模拟方法,计算了不同结构下仪器的测量结果,为高灵敏度可控源孔隙度测量装置的机械设计提供了理论依据。 展开更多
关键词 随钻测井 可控源中子孔隙度 MC数值模拟 计数率 灵敏度
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随钻可控源中子测井仪器研究 被引量:4
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作者 李安宗 秦泓江 +1 位作者 王珺 朱军 《石油钻采工艺》 CAS CSCD 北大核心 2011年第5期105-109,共5页
斯伦贝谢公司的随钻可控源测井仪器已投入商业化应用,为缩短国内外差距,中国石油集团测井有限公司研制了适用于随钻测井的可控源中子孔隙度仪器,并在油田进行了随钻测井。通过国内外发展现状对比,介绍了随钻可控源脉冲中子测井仪器研究... 斯伦贝谢公司的随钻可控源测井仪器已投入商业化应用,为缩短国内外差距,中国石油集团测井有限公司研制了适用于随钻测井的可控源中子孔隙度仪器,并在油田进行了随钻测井。通过国内外发展现状对比,介绍了随钻可控源脉冲中子测井仪器研究思路。利用可控源向地层发射中子,尽可能多地采集有关的地层信息,将理论模拟、试验验证及实际应用相结合,指导仪器探测器、探测器位置、中子发生器及中子管等的设计。研究将孔隙度及地层宏观俘获截面两种参数的测量集成在一根钻铤上,实现一次下井完成两种参数测量,识别含气层、含水饱和度等,可以节省测井时间和成本。 展开更多
关键词 随钻测井 可控中子 补偿中子孔隙度测井 宏观俘获截面 可控脉冲中子测井
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随钻D-D源中子孔隙度测井数值模拟 被引量:1
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作者 葛云龙 骆庆锋 +3 位作者 赵鹏飞 陈辉 贺柳琼 王虎 《测井技术》 CAS 2022年第5期517-522,共6页
随着中子发生器技术的进步,射频源中子发生器可将中子产额提高10倍,增大了使用氘氘(D-D)中子发生器进行动态测井的可能性。基于蒙特卡罗方法开展随钻D-D源中子孔隙度测井研究。研究结果表明:随钻D-D源中子孔隙度测井的孔隙度灵敏度明显... 随着中子发生器技术的进步,射频源中子发生器可将中子产额提高10倍,增大了使用氘氘(D-D)中子发生器进行动态测井的可能性。基于蒙特卡罗方法开展随钻D-D源中子孔隙度测井研究。研究结果表明:随钻D-D源中子孔隙度测井的孔隙度灵敏度明显高于氘氚(D-T)源中子孔隙度测井,与提高灵敏度后的D-T源中子孔隙度测井相近;径向探测深度主要受源距和地层减速性质的影响,受源能量的影响较小,纵向分辨率主要与源距有关;基于射频源D-D中子发生器的随钻中子孔隙度测井的测速约为Am-Be源中子孔隙度测井的三分之一,可通过缩短源距,增大探测器尺寸与气压,提高探测器计数率,实现随钻D-D源中子孔隙度测井。 展开更多
关键词 氘氘 随钻中子孔隙度测井 蒙特卡罗方法 射频D-D中子发生器
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采用无源符合中子法测量含钚材料 被引量:14
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作者 王效忠 贾向军 +3 位作者 刘建刚 谭亚军 张文良 李泽 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1998年第3期233-238,共6页
研究了无源符合中子法测量不同含Pu材料的方法和技术。采用高计数率符合中子计数器测量材料中的240Pu等核素自发裂变产生的裂变中子,通过计算等效240Pu量来确定材料中的总含Pu量。在现场实测了含Pu炉渣等十多类各种物... 研究了无源符合中子法测量不同含Pu材料的方法和技术。采用高计数率符合中子计数器测量材料中的240Pu等核素自发裂变产生的裂变中子,通过计算等效240Pu量来确定材料中的总含Pu量。在现场实测了含Pu炉渣等十多类各种物理形态的材料。讨论了测量数据的修正及误差来源。测量误差一般在8%—11%,大部分结果与天平称重估算法在10%内符合。 展开更多
关键词 符合中子 钚240 含钚材料 NDA分析
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用MCNPX计算ADS金属靶散裂中子产额及散裂源中子效率
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作者 景桂芬 时磊 《四川大学学报(自然科学版)》 CAS CSCD 北大核心 2011年第3期641-646,共6页
为了分析加速器驱动系统(ADS)中质子束能量对金属靶散裂产生的中子产额及靶内中子能谱、靶表面的泄漏谱的影响,利用MCNPX对ADS的重金属铅靶、钨靶在不同能量的质子束轰击下的中子产额、中子能谱及靶表面的中子泄漏谱进行了模拟计算,与... 为了分析加速器驱动系统(ADS)中质子束能量对金属靶散裂产生的中子产额及靶内中子能谱、靶表面的泄漏谱的影响,利用MCNPX对ADS的重金属铅靶、钨靶在不同能量的质子束轰击下的中子产额、中子能谱及靶表面的中子泄漏谱进行了模拟计算,与国际上其他研究机构的模拟结果进行了比较,结果相近.并对铅靶、钨靶的中子产额及泄漏谱进行比较,模拟结果是钨靶的中子产额较铅靶的中子产额大但中子泄漏谱计数较铅的小.结合MCNP5还对一个次临界基准体系中散裂源中子相对于裂变中子的效率进行了计算. 展开更多
关键词 中子产额 中子能谱 中子泄漏谱 源中子效率 MCNPX 金属靶
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用于核素在线瞬发伽马数据测量的热中子源设计 被引量:1
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作者 江新标 邬泽鹏 +2 位作者 苏春磊 张文首 于青玉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第5期913-919,共7页
基于MCNP程序建立了西安脉冲堆热中子源设计的蒙特卡罗深穿透耦合屏蔽计算方法;采用MCNP临界源模型计算了热柱方腔前表面的中子、伽马平面源的参数,并与实验值进行了对比,给出了平面源的修正系数;基于中子、伽马等效平面源,采用新型硼... 基于MCNP程序建立了西安脉冲堆热中子源设计的蒙特卡罗深穿透耦合屏蔽计算方法;采用MCNP临界源模型计算了热柱方腔前表面的中子、伽马平面源的参数,并与实验值进行了对比,给出了平面源的修正系数;基于中子、伽马等效平面源,采用新型硼铝复合材料以及铅、铋等材料,优化设计了热中子束流滤束装置,给出了热中子束流滤束装置的升级改造方案,得到热中子通量密度较原设计方案提高3倍、中子伽马通量密度比值大于10的平行热中子束,且束流外侧区域的中子、伽马本底剂量率接近0.025 mSv/h的辐射防护标准。 展开更多
关键词 中子 蒙特卡罗方法 深穿透屏蔽 辐射防护
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医院中子照射器Ⅰ型堆热中子束流孔道等效平面源的模拟计算
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作者 朱养妮 江新标 +2 位作者 赵柱民 张良 周永茂 《中国工程科学》 北大核心 2012年第8期56-59,68,共5页
采用蒙特卡罗程序MCNP模拟计算了医院中子照射器Ⅰ型堆(IHNI-1)热中子束流孔道出口处的等效平面源。对B堆芯进行了临界搜索计算,模拟计算了热中子束流孔道及出口处中子、γ的束流参数,应用等效平面源模型建立了BNCT等效中子、γ平面源... 采用蒙特卡罗程序MCNP模拟计算了医院中子照射器Ⅰ型堆(IHNI-1)热中子束流孔道出口处的等效平面源。对B堆芯进行了临界搜索计算,模拟计算了热中子束流孔道及出口处中子、γ的束流参数,应用等效平面源模型建立了BNCT等效中子、γ平面源。为人体头颅等效模型剂量分布的快速计算提供了较为可靠的平面源。 展开更多
关键词 医院中子照射器Ⅰ型堆 中子束流孔道 等效中子平面 等效γ平面
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用于硼中子俘获治疗的加速器超热中子源靶的设计
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作者 张静 包尚联 《中国医学物理学杂志》 CSCD 2002年第1期3-5,共3页
提出适合硼中子俘获治疗加速器7Li(p,n)7Be反应中子源的一个金属锂靶的设计,并对中子产额进行了计算。用MonteCarlo的方法研究了中子在水中的慢化和反射层对中子能谱的影响。结果表明,在这种几何结构下7Li(p,n)7Be反应产生的中子经过5c... 提出适合硼中子俘获治疗加速器7Li(p,n)7Be反应中子源的一个金属锂靶的设计,并对中子产额进行了计算。用MonteCarlo的方法研究了中子在水中的慢化和反射层对中子能谱的影响。结果表明,在这种几何结构下7Li(p,n)7Be反应产生的中子经过5cm的水层慢化后可作为硼中子俘获治疗的超热中子源。 展开更多
关键词 中子俘获治疗 超热中子 MonteCarlo方法
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无源符合中子计数器探测效率与泄漏增殖系数的模拟计算 被引量:1
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作者 初泉丽 李多宏 +5 位作者 陆宏 鲍家斌 张天宝 田川 胡洪涛 杨丽芳 《世界核地质科学》 CAS 2022年第3期596-604,共9页
无源符合中子法通常用来确定被测源项中自发裂变的钚质量,需要事先对关键参数,如探测效率和增殖泄漏因子等,开展全面深入研究和计算,然后根据探测到的符合中子计数,利用相关公式计算得到钚含量。对探测器的效率进行模拟时,采用^(252)Cf... 无源符合中子法通常用来确定被测源项中自发裂变的钚质量,需要事先对关键参数,如探测效率和增殖泄漏因子等,开展全面深入研究和计算,然后根据探测到的符合中子计数,利用相关公式计算得到钚含量。对探测器的效率进行模拟时,采用^(252)Cf标准源充当测量样本,自发裂变中子能谱接近纯裂变谱,因此适用于快中子的被动测量,即在“快中子的主动测量”模式的基础上,去除Am-Li中子源,保留聚乙烯慢化体和镉内衬等结构;在对泄漏增殖系数M进行模拟时,MCNP输入卡中的探测器模型和进行探测器效率模拟的“快中子的主动测量”模型相同,对结果的准确性并无影响。为了得到符合中子计数器的探测效率与泄漏增殖系数,通过MATLAB编写脚本,实现了针对AWCC中子计数器的MCNP自动建模功能,仅需输入结构参数,即可快速生产AWCC中子计数器的MCNP输入文件,实现相同结构、不同尺寸的AWCC中子计数器的蒙卡模拟,进行探测器效率、中子与3 He反应率以及测定含Pu废料时泄漏增殖系数M的计算。理论探测效率为24%,本次模拟计算出的探测器效率为23.27%,两者结果相差不大,可判定模拟结果可信度较高;泄漏增殖系数M的计算结果随材料质量的增大而增大,与参考文献[4]结果的变化趋势一致。本工作为探测器的实际应用奠定了理论基础。 展开更多
关键词 符合中子计数器 模拟 探测效率 泄漏增殖系数
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可控中子源补偿中子测井在煤层气测井中的应用 被引量:3
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作者 谢小国 罗兵 +4 位作者 叶恒 陈光胜 杜蛟 刘洋 何卫峰 《石油仪器》 2014年第5期39-41,9,共3页
补偿中子测井在煤层气评价中应用广泛。文章分析探讨了可控中子源补偿中子测井工作原理及仪器结构,并结合应用实例,阐述了可控中子源补偿中子测井在岩性识别、煤质分析、孔隙度分析及气层识别中的应用。提出了可控中子源补偿中子测井能... 补偿中子测井在煤层气评价中应用广泛。文章分析探讨了可控中子源补偿中子测井工作原理及仪器结构,并结合应用实例,阐述了可控中子源补偿中子测井在岩性识别、煤质分析、孔隙度分析及气层识别中的应用。提出了可控中子源补偿中子测井能有效地适用于煤层气测井评价的作用。 展开更多
关键词 煤层气 可控补偿中子测井 测井解释
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外中子源驱动式核电源
12
作者 王三丙 贺朝会 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2011年第4期313-316,共4页
外中子源驱动式核电源是新型核电源系统,能满足深空探测任务的需求。对该核电源的简化模型做了MCNP模拟,其比功率和功率分别为4.45 W/g和9.88 kW,比功率是通用型热源放射性同位素温差核电源(GPHS-RTG)的8倍,名义功率是GPHS-RTG的3.54倍... 外中子源驱动式核电源是新型核电源系统,能满足深空探测任务的需求。对该核电源的简化模型做了MCNP模拟,其比功率和功率分别为4.45 W/g和9.88 kW,比功率是通用型热源放射性同位素温差核电源(GPHS-RTG)的8倍,名义功率是GPHS-RTG的3.54倍。由GPHS-RTG模块的细致模型计算,该核电源的比功率和功率分别为4.3293 W/g和698.2583 W,分别是GPHS-RTG的9.55倍和10.2倍。计算了多模块系统下核电源的比功率和功率,分别为6.83 W/g和22.041 kW,充分验证了外中子源驱动式核电源的优势。 展开更多
关键词 中子驱动式核电 MCNP(X) 放射性同位素核电
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柱形金属铀次临界系统瞬发中子衰减常数测量
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作者 宋凌莉 金宇 +1 位作者 李建胜 周浩军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第B09期383-386,共4页
次临界核系统的瞬发中子衰减常数α与反应性有着重要联系。采用252 Cf随机脉冲源法测量了一柱形金属次临界系统的瞬发中子衰减常数。为对源中子的影响进行分析,借助蒙特卡罗模拟方法建立模型进行了模拟,对源直穿中子和核系统瞬发中子时... 次临界核系统的瞬发中子衰减常数α与反应性有着重要联系。采用252 Cf随机脉冲源法测量了一柱形金属次临界系统的瞬发中子衰减常数。为对源中子的影响进行分析,借助蒙特卡罗模拟方法建立模型进行了模拟,对源直穿中子和核系统瞬发中子时间分布特性进行了比较,分析了源中子对瞬发中子衰减曲线的影响。模拟结果表明,对该柱形金属铀系统,源中子注入100ns后源直穿中子对核系统瞬发中子的影响可忽略。根据分析结果选取了合理起始道,对实验数据进行单指数最小二乘拟合,得到该次临界系统的α为15.5μs-1。 展开更多
关键词 瞬发中子衰减常数 次临界 源中子 拟合起始道
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源量程中子测量反应堆倍增周期算法研究分析及实现
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作者 朱朝阳 常嘉豪 +2 位作者 王振涛 邢桂来 李立涛 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第3期199-205,共7页
反应堆倍增周期是反应堆控制中重要的监测参数,直接反映反应堆功率水平变化快慢,用于判定反应堆是否处于安全可控状态。反应堆源量程中子测量以脉冲计数率表征中子注量率与功率水平,对应的反应堆倍增周期计算较为复杂。采用数字化技术... 反应堆倍增周期是反应堆控制中重要的监测参数,直接反映反应堆功率水平变化快慢,用于判定反应堆是否处于安全可控状态。反应堆源量程中子测量以脉冲计数率表征中子注量率与功率水平,对应的反应堆倍增周期计算较为复杂。采用数字化技术提出一种基于最小误差的多点拟合倍增周期数字化实时算法,通过现场可编程门阵列(FPGA)具体实现该算法并开展功能与性能测试。测试结果表明:对于反应堆保护阈值±30 s内的反应堆倍增周期,采用该算法的FPGA能够输出较准确倍增周期计算结果,作为触发安全保护系统的信号。该反应堆倍增周期算法适用于源量程中子测量系统中堆功率变化的实时监测,以保障启堆阶段的安全可控。 展开更多
关键词 量程中子测量 反应堆倍增周期 现场可编程门阵列(FPGA)
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基于开关泵命令对CNP仪器中子发生器的控制
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作者 郭广鎏 安旅行 +4 位作者 陈绪涛 李西宁 王俊超 阳质量 秦泓江 《石油管材与仪器》 2016年第3期28-31,共4页
可控源中子孔隙度随钻测井仪使用中子发生器作为放射性源,在实际随钻测井中,中子发生器全程工作对中子管寿命和井下电池都是极大的消耗。为了节省中子管和井下电池的工作时间,根据需要实时开启或关闭中子发生器,提出了中子发生器控制部... 可控源中子孔隙度随钻测井仪使用中子发生器作为放射性源,在实际随钻测井中,中子发生器全程工作对中子管寿命和井下电池都是极大的消耗。为了节省中子管和井下电池的工作时间,根据需要实时开启或关闭中子发生器,提出了中子发生器控制部分响应开关泵命令序列的设计思路。综合各种因素使用两个开泵和关泵命令组成序列来控制发生器在随钻测井作业中的开、关。实验结果表明可以使用开关泵命令序列控制发生器的工作,仪器因此可以取得更多有效测井资料。 展开更多
关键词 可控源中子孔隙度随钻测井仪 中子发生器 泥浆泵
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桶装核废物的非破坏性分析 被引量:20
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作者 杨明太 张连平 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2003年第6期600-603,共4页
综述了桶装核废物非破坏性分析常规方法(分段γ扫描法、无源中子法、有源中子法、有源γ射线法)及基本原理、研究与进展的最新概况,介绍了生产相关仪器和设备的主要厂商。
关键词 核废物处置 非破坏性分析 分段γ扫描法 源中子 源中子 γ射线法 安全管理
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核材料的非破坏性分析 被引量:4
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作者 杨明太 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2002年第1期88-91,87,共5页
The general method and principle, key technology, relational instrument for nondestructive assay of nuclear material are introduced in this paper. Meanwhile, there is a discussion of the development foreground and ame... The general method and principle, key technology, relational instrument for nondestructive assay of nuclear material are introduced in this paper. Meanwhile, there is a discussion of the development foreground and ameliorate direction of this analyses technology. 展开更多
关键词 核材料 非破坏性分析 源中子 源中子 量热法
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天然气藏中二氧化碳含量的测井定量评价方法 被引量:3
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作者 何胜林 赵军 +2 位作者 周家雄 张海荣 王迪 《西南石油大学学报(自然科学版)》 CAS CSCD 北大核心 2016年第4期82-88,共7页
当气层中含有二氧化碳时,由于烃气、非烃气以及束缚水同时存在,导致孔隙流体成分及其测井响应趋于复杂,尤其是二氧化碳溶于水后形成的附加导电性不强且无明显规律,使得运用电阻率方法对二氧化碳的定性识别和定量计算变得非常困难。基于... 当气层中含有二氧化碳时,由于烃气、非烃气以及束缚水同时存在,导致孔隙流体成分及其测井响应趋于复杂,尤其是二氧化碳溶于水后形成的附加导电性不强且无明显规律,使得运用电阻率方法对二氧化碳的定性识别和定量计算变得非常困难。基于孔隙度测井方法,利用甲烷气体和二氧化碳气体对热中子减速以及扩散方面影响的差异,选取中子长短源距计数率值建立了二氧化碳定量计算模型。同时,考虑到在储层高温高压条件下甲烷和二氧化碳气体声波和密度测井响应特征,结合已有的孔隙度和饱和度数据,运用基于体积物理模型的最优化方法对各流体成分的含量进行计算。将两种方法同试油和测试结果进行了对比,均取得了良好的效果,证实了方法的可靠性。 展开更多
关键词 二氧化碳 中子长短距计数率 最优化方法 体积物理模型 阿尔奇公式
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The clinical practice of ^(252)Cf neutron brachytherapy devices on malignant tumor in China 被引量:3
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作者 Lei Xin Xu Xiaochun 《Engineering Sciences》 EI 2009年第4期51-60,共10页
The 252 Cf neutron brachytherapy devices were designed and manufactured after solving those problems: the shield difficulties for 252Cf neutron; the method and facilities for 252Cf neutron source deliver; the dose ca... The 252 Cf neutron brachytherapy devices were designed and manufactured after solving those problems: the shield difficulties for 252Cf neutron; the method and facilities for 252Cf neutron source deliver; the dose calculation and measurement for 252Cf neutron. From 1999 to 2009, more than twenty 252Cf neutron brachytherapy devices had been installed in China. The Chinese radiation oncologists implemented the 252 Cf neutron braehytherapy on more than 5 000 different kinds of cancer patients, including cervix cancer; endometrium cancer and achieved ideal results. For special presentation, they had breakthrough on radical treatment for low lying rectal adenocarcinoma with sphincter preservation and melanoma patients after the modification of 252Cf neutron intracavitary applicator and dose calibration. 展开更多
关键词 252Cf neutron 252Cf neutron brachytherapy device cervix cancer rectal adenocarcinoma MELANOMA APPLICATOR dose calibration
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STUDY ON MODERATORS OF SMALL-SIZE NEUTRON RADIOGRAPHY INSTALLATIONS WITH NEUTRON TUBE AS SOURCE 被引量:1
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作者 马维超 周明达 +1 位作者 李忠民 吴执中 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 1995年第3期129-134,共6页
Calculation of moderator analogues for 14 MeV neutrons as source were made at a IBM/PC AT computer using TAMAKER-ANISN program and 46 groups (25 neutron groups, 21 photon groups) UW cross section data. The intensifyin... Calculation of moderator analogues for 14 MeV neutrons as source were made at a IBM/PC AT computer using TAMAKER-ANISN program and 46 groups (25 neutron groups, 21 photon groups) UW cross section data. The intensifying effect of lead and natural uranium for moderating 14 MeV neutrons is confirmed. Adopting proper structure of the moderator, the intensifying factor M (times) may be larger than 3. Using lead and natural uranium in sub-critical assemblies (or call boosters),with 14 MeV neutrons as source, with the same dimension as that of above, the intensifying effect is also condrmed. With a proper structure of sub-critical assembly,the intensifying factor M may be close to or eved larger than (1 - k)-1 where k isthe effective multiplication factor. 展开更多
关键词 Sealed neutron tube Neutron radiography MODERATOR Intensifying matenals Computer calculations
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