Simulation of neutron flux in silicon, cadmium and plumbum using Monte Carlo method
The purpose of this study is to investigate the neutron energy flux from reactor after attenuated by silicon, cadmium and plumbum at the end of the beam port. Neutrons can be categorized into thermal neutron, intermediate and fast neutron according to their energies. Fast neutrons in reactor needs t...
محفوظ في:
المؤلف الرئيسي: | Hamzah, Hafida |
---|---|
التنسيق: | أطروحة |
اللغة: | English |
منشور في: |
2010
|
الموضوعات: | |
الوصول للمادة أونلاين: | http://eprints.utm.my/id/eprint/11300/4/HafidaHamzahMFS2010.pdf |
الوسوم: |
إضافة وسم
لا توجد وسوم, كن أول من يضع وسما على هذه التسجيلة!
|
مواد مشابهة
-
Improvement of neutron collimator design for thermal neutron radiography using Monte Carlo-Particle transport code version 5
بواسطة: Supramaniam, Thiagu
منشور في: (2007) -
Photon energy response of silicon dioxide fibre optic and TLD 100 using Monte Carlo simulation
بواسطة: Asni, Hazila
منشور في: (2011) -
Trimon: An Efficient Multigroup
Monte Carlo Neutron Transport Code
For Triga Reactors
بواسطة: Omar, Muhammad Rabie
منشور في: (2020) -
Adaptive Markov Chain Monte Carlo techniques to estimate vehicle motion
بواسطة: Kow, Wei Yeang
منشور في: (2013) -
Neutron Flux Measurements With Monte Carlo Verification At The Thermal Column Of A Triga Mark II Reactor : Feasibility Study For A BNCT Facility [QC793.5.N462 E34 2008 f rb].
بواسطة: Eid Abdel_Munem, Eid Mahmoud
منشور في: (2008)