Zobrazeno 1 - 4
of 4
pro vyhledávání: '"MGGC2.0"'
Publikováno v:
Nuclear Engineering and Technology, Vol 56, Iss 4, Pp 1204-1212 (2024)
To accurately calculate the heating distribution of the fast reactor, a neutron-photon library in MATXS format named Knight-B7.1-1968n × 94γ was processed based on the ENDF/B-VII.1 library for ultrafine groups. The neutron cross-section processing
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/610e5eeea2ad47319627176dd05b289f
Publikováno v:
Nuclear Engineering and Technology, Vol 55, Iss 8, Pp 2785-2796 (2023)
How to generate the precise broad group cross section is important for the fast reactor design. In this study, a fast reactor multi-group cross-section generation code MGGC2.0 are developed in-house for processing ultrafine group MATXS format library
Externí odkaz:
https://doaj.org/article/610828128b6f4fb7a0755168144f9c00
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
Akademický článek
Tento výsledek nelze pro nepřihlášené uživatele zobrazit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.
K zobrazení výsledku je třeba se přihlásit.