深圳大学学报（理工版）2004，Vol.21Issue(2)：147-150,4.
微型中子源核反应堆绝对中子通量密度计算
Calculation of absolute thermal neutron flux density in the core of miniature neutron source reactor
摘要
关键词
微堆/绝对中子通量密度/数值算法分类
能源科技引用本文复制引用
赵海歌,郭诚湛..微型中子源核反应堆绝对中子通量密度计算[J].深圳大学学报（理工版）,2004,21(2):147-150,4.基金项目
国家自然科学基金资助项目(10275074) （10275074）
广东省自然科学基金资助项目(011742) （011742）
深圳大学科研基金资助项目(200113) （200113）
