• 已选条件：
  • × 核能源与工程
  • × NEUTRON TRANSPORT
 全选  【符合条件的数据共：2条】

1 COMBINE7.1 - A Portable ENDF/B-VII.0 Based Neutron Spectrum and Cross-Section Generation Program [科技报告]

作者:Woo Y. Yoon, David W. Nigg

发布日期:2011

关键词:ADJOINT FLUX;APPROXIMATIONS;...

发布机构:

预览  |  原文链接  |  全文  [ 浏览：9 下载：0  ]    

2 Quantification of Back-End Nuclear Fuel Cycle Metrics Uncertainties Due to Cross Sections [科技报告]

作者:Tracy E. Stover, Jr.

发布日期:2007

关键词:BOILING;BURNUP;...

发布机构:

预览  |  原文链接  |  全文  [ 浏览：10 下载：0  ]