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钨-铜合金影锥屏蔽体屏蔽性能的MCNP程序计算 被引量:2
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作者 朱传新 陈渊 +3 位作者 牟云峰 郭海萍 王新华 安力 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第1期21-25,共5页
利用MCNP程序对影锥屏蔽体的屏蔽性能进行计算和深入分析。结果表明:影锥屏蔽体对于周围及样品造成的散射中子本底影响低于1.4%。中子穿透影锥屏蔽体而产生的γ射线泄漏率为10^-18~10^-14数量级,对于中子散射微分截面的实验测量,... 利用MCNP程序对影锥屏蔽体的屏蔽性能进行计算和深入分析。结果表明:影锥屏蔽体对于周围及样品造成的散射中子本底影响低于1.4%。中子穿透影锥屏蔽体而产生的γ射线泄漏率为10^-18~10^-14数量级,对于中子散射微分截面的实验测量,其影响可以忽略不计。W-Cu合金影锥屏蔽体的设计模型符合设计标准,就飞行距离为4~10m的范围而言,影锥屏蔽体可使源中子注量衰减10^-7,屏蔽效果显著。 展开更多
关键词 影锥屏蔽体 钨-铜合金 mcnp程序 中子注量
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基于MCNP程序和γ射线能谱法对未知材料线吸收系数的测定 被引量:4
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作者 周剑良 吕洋 +3 位作者 程晓龙 赵修良 徐继圆 唐甜 《科学技术与工程》 北大核心 2013年第22期6580-6582,6620,共4页
为了计算某未知介质对γ射线的线吸收系数,建立了两种模型:首先用MCNP程序和γ射线能谱法测量了不同能量射线下铅、铝线吸收系数,并与文献值进行对比,测量误差在5%以内,明确了方法的可行性。然后分别用两种方法计算了未知物料在60Co源... 为了计算某未知介质对γ射线的线吸收系数,建立了两种模型:首先用MCNP程序和γ射线能谱法测量了不同能量射线下铅、铝线吸收系数,并与文献值进行对比,测量误差在5%以内,明确了方法的可行性。然后分别用两种方法计算了未知物料在60Co源下的线吸收系数,结果偏差为4.53%,可以确认计算结果的准确性,为γ射线在未知物料中线吸收系数的测定提供了可靠的方法。 展开更多
关键词 mcnp程序 γ射线能谱法 线吸收系数
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MCNP程序中平行面源直穿贡献算法的改进 被引量:1
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作者 邱有恒 毛孝勇 +1 位作者 李茂生 李百文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第9期1488-1491,共4页
点通量估计方法广泛应用于探测区域远小于系统的模型。对于平行面源,MCNP5计算源粒子的直穿贡献部分的代码有错误,导致点通量计算结果与体通量计算结果差异较大。此外,MCNP程序(包括MCNP5和MCNP4C)对平行面源的直穿贡献进行多次重复计算... 点通量估计方法广泛应用于探测区域远小于系统的模型。对于平行面源,MCNP5计算源粒子的直穿贡献部分的代码有错误,导致点通量计算结果与体通量计算结果差异较大。此外,MCNP程序(包括MCNP5和MCNP4C)对平行面源的直穿贡献进行多次重复计算,浪费计算资源,本文通过对算法进行改进,使计算时间大幅缩短。 展开更多
关键词 点通量 mcnp程序 直穿贡献
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一个将MCNP模拟结果转换为GammaVision能谱的程序 被引量:1
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作者 倪建忠 刘杰 +1 位作者 余功硕 张佳媚 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2010年第10期1294-1296,共3页
研制了一个把MCNP计算的γ光子能量沉积的幅度分布转换为GammaVision格式的γ能谱的程序,从而可以利用GammaVision对模拟γ能谱进行分析和处理,为HPGeγ能谱的理论模拟提供了一个便利的工具。
关键词 mcnp GammaVision Γ能谱 程序
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49-2反应堆活性区支架放射性源项计算分析
5
作者 麻雪逸 张亚东 陈晓亮 《科学技术创新》 2025年第19期54-57,共4页
核设施退役逐渐发展成为世界范围的问题,作为整个退役项目开始的先决条件——源项调查尤为重要。本文针对49-2反应堆的活性区支架进行放射性源项计算与分析。首先利用MCNP程序建立堆芯的计算模型,并完成堆芯结构部件处中子通量分布的计... 核设施退役逐渐发展成为世界范围的问题,作为整个退役项目开始的先决条件——源项调查尤为重要。本文针对49-2反应堆的活性区支架进行放射性源项计算与分析。首先利用MCNP程序建立堆芯的计算模型,并完成堆芯结构部件处中子通量分布的计算。随后以中子通量、反应堆功率运行史等数据为输入,利用ORIGEN程序计算各中子活化产物的源项信息。最后通过与实际测量数据进行对比,验证本文所采用计算方法的合理性以及源项数据的准确性。 展开更多
关键词 源项计算 mcnp程序 ORIGIN程序
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MCNP输出数据分析与可视化软件的设计与实现 被引量:4
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作者 陈念年 蔡勇 +1 位作者 张建生 张建华 《计算机工程与应用》 CSCD 北大核心 2010年第8期208-210,231,共4页
MCNP(Monte Carlo N-Particle Code)是基于Monte-Carlo方法的一个粒子输运计算程序。其输出数据信息量大,难以快速筛选处理有效数据。在分析MCNP输出数据主要内容的基础,设计了MCNP结果数据提取算法,采用VC++与MatlabCOM混合编程技术,... MCNP(Monte Carlo N-Particle Code)是基于Monte-Carlo方法的一个粒子输运计算程序。其输出数据信息量大,难以快速筛选处理有效数据。在分析MCNP输出数据主要内容的基础,设计了MCNP结果数据提取算法,采用VC++与MatlabCOM混合编程技术,实现了一个MCNP输出数据分析与可视化软件。应用结果表明,该软件满足了MCNP使用人员对MCNP输出数据快速分析与可视化的迫切需求。 展开更多
关键词 mcnp输出数据 Matlab组件 混合编程 数据可视化
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利用MCNP程序研究多层平板高气压电离室的能量响应
7
作者 丁亚东 王攀峰 +1 位作者 王庆斌 张清江 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2014年第7期883-885,共3页
本研究利用MCNP程序对多层平板高气压电离室的能量响应进行模拟计算,获得了从几十ke V到10 Me V能量区间内的响应曲线,并与实验进行对比。结果表明:模拟计算值与实验刻度值吻合较好,且该电离室可以测量最高能量达10 Me V的光子辐射。
关键词 高气压电离室 能量响应 mcnp程序
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基于MCNP和能谱法对γ射线吸收实验的改进 被引量:2
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作者 张磊 白立新 《四川大学学报(自然科学版)》 CAS CSCD 北大核心 2019年第1期104-108,共5页
针对一般的测量物质线性吸收系数实验的缺点,文章利用Monte Carlo N Particle Transport Code(MCNP)和全能峰面积法模拟计算了不同实验条件下物质γ射线吸收的线性吸收系数,计算与公认值的偏差.通过使偏差在较小的合理范围内,并与其它... 针对一般的测量物质线性吸收系数实验的缺点,文章利用Monte Carlo N Particle Transport Code(MCNP)和全能峰面积法模拟计算了不同实验条件下物质γ射线吸收的线性吸收系数,计算与公认值的偏差.通过使偏差在较小的合理范围内,并与其它方法对比,找出了合适的实验条件,使测量装置易于调试,可得射线能量信息,而且比计数法的准确度高,探测效率较高,以此改进并简化了实验. 展开更多
关键词 mcnp程序 能谱法 线性吸收系数
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MCNP-FISPACT耦合燃耗计算程序开发与测试
9
作者 张浩然 曾勤 +2 位作者 陈冲 李卫 陈红丽 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第3期133-140,共8页
反应堆堆芯的燃耗计算关系到堆芯的燃料管理,并直接影响堆芯的经济性评估,因此如何快速且准确地对堆芯进行燃耗计算一直是反应堆物理设计的研究重点之一。随着反应堆的发展,其几何结构和物理特性日渐复杂,现有的一维、二维耦合燃耗程序... 反应堆堆芯的燃耗计算关系到堆芯的燃料管理,并直接影响堆芯的经济性评估,因此如何快速且准确地对堆芯进行燃耗计算一直是反应堆物理设计的研究重点之一。随着反应堆的发展,其几何结构和物理特性日渐复杂,现有的一维、二维耦合燃耗程序因其在几何处理上的限制,难以满足先进反应堆精细设计分析的要求。为对复杂反应堆堆芯的燃耗情况进行计算,结合粒子输运程序MCNP处理复杂几何和燃耗程序FISPACT处理核素全面的特点,开发了接口程序耦合MCNP和FISPACT来进行燃耗计算,并对耦合程序进行了计算验证。采用了IAEA基准校核例题和CFETR中国聚变工程实验堆例题进行程序验证,经计算得出的有效倍增因子随燃耗的变化曲线和TBR等数据与标准例题的结果符合良好,其误差在可接受范围内。 展开更多
关键词 mcnp FISPACT 燃耗计算 耦合程序 测试分析
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氘氚中子与Fe作用后泄漏γ能量沉积谱测量与计算 被引量:1
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作者 徐阔之 聂阳波 +7 位作者 张时宇 潘欣怡 赵齐 丁琰琰 任杰 陈红涛 孙琪 阮锡超 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第12期2452-2461,共10页
评价核数据的质量直接影响各类核装置及产品的有效性、安全性、可靠性和经济性。Fe是核工业应用中屏蔽快中子的主要材料之一,其评价核数据的准确程度将会影响核装置的安全性和经济性,因此,针对^(nat)Fe样品开展积分实验是非常重要的一... 评价核数据的质量直接影响各类核装置及产品的有效性、安全性、可靠性和经济性。Fe是核工业应用中屏蔽快中子的主要材料之一,其评价核数据的准确程度将会影响核装置的安全性和经济性,因此,针对^(nat)Fe样品开展积分实验是非常重要的一项研究内容。本文基于中国原子能科学研究院研制的屏蔽积分实验装置,开展了脉冲D-T中子与板状^(nat)Fe样品作用后的泄漏γ谱在液体探测器里产生的能量沉积谱测量研究。通过飞行时间法,分别测量获得了3种厚度^(nat)Fe样品60°和120°方向的瞬发伽马在BC501-A型液体闪烁体探测器里产生的能量沉积谱;利用MCNP 4C程序开展了泄漏γ谱的模拟计算,分别采用CENDL-3.2库、ENDF/B-Ⅷ.0库、JENDL-5.0库和JEFF-3.3库中Fe同位素的评价数据,结合Geant4程序计算的探测器响应矩阵,获得了泄漏γ在探测器里产生的能量沉积谱的模拟结果;对模拟结果与实验结果进行了比较分析,结果表明,JENDL-5.0库模拟结果与实验结果总体符合较好;在低能区(<2 MeV),ENDF/B-Ⅷ.0和JEFF-3.3库模拟符合很好,而JENDL-5.0库稍有低估;在高能区(>2 MeV),CENDL-3.2和JENDL-5.0库符合很好,而ENDF/B-Ⅷ.0和JEFF-3.3库有高估现象。CENDL-3.2库中关于Fe的评价数据有待进一步改善。 展开更多
关键词 核数据 ^(nat)Fe 积分实验 瞬发γ mcnp 4C程序
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YAP:Ce闪烁探测器的γ射线灵敏度研究 被引量:5
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作者 张建华 张传飞 +2 位作者 胡孟春 王振通 唐登攀 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2005年第2期200-203,共4页
使用进口的新型YAP:Ce无机晶体和近年国内研制的CeF3,PbWO4配大线性电流光电倍增管组成闪烁探测器系统,用60Co和137Csγ源实验测量探测系统的γ射线灵敏度;并用MCNP/4B程序进行建模计算;最后对理论计算和实测数据进行了比较,分析研究。... 使用进口的新型YAP:Ce无机晶体和近年国内研制的CeF3,PbWO4配大线性电流光电倍增管组成闪烁探测器系统,用60Co和137Csγ源实验测量探测系统的γ射线灵敏度;并用MCNP/4B程序进行建模计算;最后对理论计算和实测数据进行了比较,分析研究。得出结论:新型YAP:Ce无机晶体对γ射线的灵敏度相对较高,对60Co源和137Cs源γ射线而言,是同体积的CeF3晶体的10倍多,利于γ射线测量。 展开更多
关键词 Γ射线 ^60CO源 晶体 ^137CS 灵敏度 研究 国内 闪烁探测器 CeF3 光电倍增管
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基于蒙特卡罗方法的三维燃耗计算研究 被引量:7
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作者 薛小刚 周培德 +2 位作者 柯国土 赵守智 杨勇 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2005年第1期24-29,共6页
采用通过编写连接MCNP程序和ORIGEN2程序的接口处理程序的方法进行快中子系统的燃耗计算。由MCNP、ORIGEN2、接口处理程序和截面文件组成的软件系统可用于燃料或堆芯非均匀布置快中子系统的燃料同位素成分和燃耗反应性损失计算,在燃耗... 采用通过编写连接MCNP程序和ORIGEN2程序的接口处理程序的方法进行快中子系统的燃耗计算。由MCNP、ORIGEN2、接口处理程序和截面文件组成的软件系统可用于燃料或堆芯非均匀布置快中子系统的燃料同位素成分和燃耗反应性损失计算,在燃耗反应性损失计算中采用了伪裂变产物的方法。介绍程序系统的研制情况,并给出用该软件系统计算中国实验快堆首炉堆芯和OECD/NEAMOX燃料快堆基准题的燃耗计算结果。 展开更多
关键词 蒙特卡罗方法 计算研究 三维 mcnp程序 中国实验快堆 处理程序 损失计算 同位素成分 MOX燃料 燃耗计算 软件系统 文件组成 裂变产物 程序系统 OECD 系统计算 计算结果 子系统 反应性 非均匀 NEA 接口 堆芯
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用岩性密度测井估算套管的厚度 被引量:1
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作者 吴文圣 肖立志 《核技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第3期185-188,共4页
为了在套管井用岩性密度测井中估算套管厚度,本文利用Monte Carlo计算程序MCNP,对不同矿物成分的地层,计算得到了散射γ能谱的低能谱段计数NS与高能谱段计数NH的比值NS/NH与地层光电吸收截面指数Pe、套管厚度HC的关系。得出了在套管井中... 为了在套管井用岩性密度测井中估算套管厚度,本文利用Monte Carlo计算程序MCNP,对不同矿物成分的地层,计算得到了散射γ能谱的低能谱段计数NS与高能谱段计数NH的比值NS/NH与地层光电吸收截面指数Pe、套管厚度HC的关系。得出了在套管井中,岩性密度测井对地层岩性不敏感,不能用NS/NH来求取地层的光电吸收截面指数Pe,但NS/NH与套管厚度在双对数坐标上呈很好的线性关系,因此,可以利用裸眼井中岩性密度测井方法,即利用比值NS/NH来估算套管厚度HC。 展开更多
关键词 岩性密度测井 套管井 套管厚度 光电吸收截面指数 mcnp程序
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高温气冷堆堆外探测器空间响应函数的计算和特性分析 被引量:3
14
作者 周旭华 李富 +1 位作者 蔡琦 韩仁余 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第6期1-6,共6页
建立高温气冷堆核电厂示范工程(HTR-PM)反应堆堆外探测器空间响应函数的计算模型。基于共轭输运理论,分别使用蒙特卡罗程序(MCNP)和三维离散纵标(SN)程序TORT计算高温气冷堆堆外探测器空间响应函数。对堆外探测器空间响应函数主要特性... 建立高温气冷堆核电厂示范工程(HTR-PM)反应堆堆外探测器空间响应函数的计算模型。基于共轭输运理论,分别使用蒙特卡罗程序(MCNP)和三维离散纵标(SN)程序TORT计算高温气冷堆堆外探测器空间响应函数。对堆外探测器空间响应函数主要特性的分析及对2种计算结果的比较表明:SN程序TORT的计算结果和MCNP的计算结果一致;基于共轭中子输运理论建立堆外探测器读数和堆芯功率分布的映射关系(探测器空间响应函数)可行;MCNP的计算效率较低,得到三维分布的空间响应函数存在较大的统计误差;堆外探测器读数主要由正对探测器的堆芯局部区域的高能中子产生。 展开更多
关键词 高温气冷堆 空间响应函数 共轭输运 蒙特卡罗程序 离散纵标法
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脑组织等效材料在BNCT中的蒙特卡罗模拟 被引量:1
15
作者 刘什敏 《核电子学与探测技术》 CAS CSCD 北大核心 2013年第10期1282-1284,共3页
运用蒙特卡罗程序(MCNP-4C)分别模拟计算了正常人脑组织和4种脑组织等效材料(水、有机玻璃、Liquids A和B)在中子照射下热中子通量、快中子通量、光子剂量的分布。通过对结果的对比分析知,在0.5 eV、10 keV中子照射下,Liquid B是较好的... 运用蒙特卡罗程序(MCNP-4C)分别模拟计算了正常人脑组织和4种脑组织等效材料(水、有机玻璃、Liquids A和B)在中子照射下热中子通量、快中子通量、光子剂量的分布。通过对结果的对比分析知,在0.5 eV、10 keV中子照射下,Liquid B是较好的脑组织等效材料。 展开更多
关键词 硼中子俘获治疗 脑组织等效材料 mcnp程序 蒙特卡罗模拟
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镍合金对γ辐射屏蔽的蒙特卡罗模拟 被引量:2
16
作者 刘什敏 《石河子大学学报(自然科学版)》 CAS 2015年第5期644-647,共4页
随着核技术的广泛应用,辐射屏蔽安全越来越引起人们的关注。γ辐射防护中,典型屏蔽材料铅对人体有害,寻找绿色环保的屏蔽材料具有重要意义。本文运用蒙特卡罗MCNP-4C程序,模拟了铅和2种型号镍合金(Inconel600和Monel400)对不同能量的γ... 随着核技术的广泛应用,辐射屏蔽安全越来越引起人们的关注。γ辐射防护中,典型屏蔽材料铅对人体有害,寻找绿色环保的屏蔽材料具有重要意义。本文运用蒙特卡罗MCNP-4C程序,模拟了铅和2种型号镍合金(Inconel600和Monel400)对不同能量的γ射线的屏蔽情况。模拟结果表明:镍合金的质量吸收系数随γ射线能量的增加减小缓慢,能量较高时(大于1.2Me V)与铅相近,表明可采用镍合金作为γ射线屏蔽材料。由于能量散射影响,镍合金相比铅会产生较多的低能γ射线,可采用多层屏蔽结构的方法消除这一影响。上述结果可为设计出更加有效、环保的γ辐射防护提供指导。 展开更多
关键词 镍合金 γ辐射屏蔽 mcnp-4C程序 吸收系数
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Thin bed responses and correction methods for cased hole density logging
17
作者 Wu Wensheng Zhang Yuling 《Petroleum Science》 SCIE CAS CSCD 2008年第4期322-325,共4页
The study of the thin bed responses and correction methods in cased hole density logging can provide a theoretical basis for research to improve data processing methods. By using the Monte Carlo program MCNP, the chan... The study of the thin bed responses and correction methods in cased hole density logging can provide a theoretical basis for research to improve data processing methods. By using the Monte Carlo program MCNP, the change of detector count from thin beds with the vertical depth was calculated at different casing thicknesses. The calculation showed that with the low density thin bed moving upward, detector count first increased to a maximum then decreased. The responses of a thin bed with a high density were opposite to those of a thin bed with a low density. The change curve was symmetrical, and the maximums or minimums appeared at the midpoint between the detector and source. Besides, detector count increased with increasing thin bed thickness. At a specific thin bed thickness, further increase of thin bed thickness resulted in a slow increase of detector count then the count rate leveled off. In actual logging, the influence of adjacent formations on density log measurements can be ignored. Finally, based on numerical simulation correction methods for the dual influence of casing and thin beds are discussed. 展开更多
关键词 Density logging in cased hole thin bed response CASING mcnp program CORRECTING
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核辐射效应对炸药分解影响的模拟 被引量:3
18
作者 杨杰 过惠平 +1 位作者 王冬 李如松 《含能材料》 EI CAS CSCD 2007年第1期19-22,共4页
利用MCNP程序对核模型内部的中子和γ两种辐射效应进行了计算,并深入分析了射线导致炸药分解的过程,认为射线通过激发产生的大量高能次级电子可导致炸药内部的分子键断裂而分解。为了简化计算,文中提出了四条假设(1)射线对炸药的作用主... 利用MCNP程序对核模型内部的中子和γ两种辐射效应进行了计算,并深入分析了射线导致炸药分解的过程,认为射线通过激发产生的大量高能次级电子可导致炸药内部的分子键断裂而分解。为了简化计算,文中提出了四条假设(1)射线对炸药的作用主要是使其分子键断裂;(2)射线主要使炸药发生第一级分解反应;(3)炸药分解是匀速的;(4)射线在炸药中的能量沉积全部使炸药分解。通过这四条假设以及文中对辐射强度的适当放大,得到了一个放大了的分解速率。计算结果表明,炸药的分解速率不大于10-9mol·a-1,因此,认为核辐射效应对炸药分解的影响虽可以忽略不计,但辐射效应会导致弹头升温可能会间接地对炸药热分解产生重要影响。 展开更多
关键词 原子核物理学 辐射效应 核弹头 mcnp程序 炸药分解
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NaI(Tl)闪烁探测器单能γ谱的Compton坪台 被引量:1
19
作者 张为天 杨东 +8 位作者 汪知昌 宗子诏 王莹 陆景彬 马玉刚 李剑 韩炜 杜晓波 王文全 《吉林大学学报(理学版)》 CAS CSCD 北大核心 2013年第5期926-928,共3页
利用Compton散射截面Klein-Nishina公式和Monte-Carlo粒子输运(MCNP)程序研究NaI(Tl)闪烁探测器单能γ能谱的Compton坪台.通过考虑光子在探头闪烁晶体中的次级效应及探测器的能谱展宽等因素,MCNP程序模拟所得NaI(Tl)探测器单能γ能谱的C... 利用Compton散射截面Klein-Nishina公式和Monte-Carlo粒子输运(MCNP)程序研究NaI(Tl)闪烁探测器单能γ能谱的Compton坪台.通过考虑光子在探头闪烁晶体中的次级效应及探测器的能谱展宽等因素,MCNP程序模拟所得NaI(Tl)探测器单能γ能谱的Compton坪台与实验能谱符合较好,并解释了理论曲线与实验曲线存在差异的原因. 展开更多
关键词 Γ能谱 NaI(Tl)探测器 Compton坪台 微分截面 mcnp程序
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硼铝复合材料热中子屏蔽性能分析 被引量:1
20
作者 李长园 夏晓彬 +5 位作者 杨仲田 刘宇辰 张志宏 王建华 蔡军 胡继峰 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2021年第1期39-43,共5页
硼铝复合材料因制备工艺简单,力学性能良好,原材料价格低廉等诸多优点被广泛研究,并被用作诸多领域的热中子吸收材料。本文采用理论计算、MCNP软件模拟、实验测量等多种方法对硼铝复合材料的热中子屏蔽性能进行了评估分析。通过理论计... 硼铝复合材料因制备工艺简单,力学性能良好,原材料价格低廉等诸多优点被广泛研究,并被用作诸多领域的热中子吸收材料。本文采用理论计算、MCNP软件模拟、实验测量等多种方法对硼铝复合材料的热中子屏蔽性能进行了评估分析。通过理论计算发现,对于相同配比的硼铝复合材料,从材料的热中子吸收性能方面,添加硼单质的效果优于添加碳化硼。通过MCNP程序模拟计算和实验测量发现,硼铝复合材料对能量低于10-7 MeV的中子吸收效果比较显著。 展开更多
关键词 硼铝复合材料 热中子吸收性能 mcnp程序 实验测量
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