دانلود کتاب The NJOY Nuclear Data Processing System
دسته: فیزیک
کتاب سیستم پردازش داده های هسته ای NJOY نسخه زبان اصلی
دانلود کتاب سیستم پردازش داده های هسته ای NJOY بعد از پرداخت مقدور خواهد بود
توضیحات کتاب در بخش جزئیات آمده است و می توانید موارد را مشاهده فرمایید
توضیحاتی در مورد کتاب The NJOY Nuclear Data Processing System
نام کتاب : The NJOY Nuclear Data Processing System
عنوان ترجمه شده به فارسی : سیستم پردازش داده های هسته ای NJOY
سری :
نویسندگان : MacFarlane R.E., Muir D.W., Boicourt R.M.
ناشر :
سال نشر :
تعداد صفحات : 0
زبان کتاب : English
فرمت کتاب : rar درصورت درخواست کاربر به PDF تبدیل می شود
حجم کتاب : 15 مگابایت
بعد از تکمیل فرایند پرداخت لینک دانلود کتاب ارائه خواهد شد. درصورت ثبت نام و ورود به حساب کاربری خود قادر خواهید بود لیست کتاب های خریداری شده را مشاهده فرمایید.
توضیحاتی در مورد کتاب :
جلد 1 - راهنمای کاربر. 1982, LA-9303-M, Vol. 1 (ENDF-324)، 112 صفحه
جلد 2 - ماژول های NJOY، RECONR، BROADR، HEATR و THERMR. 1982, LA-9303-M, Vol. 2 (ENDF-324)، 98 صفحه
جلد 3 - ماژول های GROUPR، GAMINR، و MODER. 1987, LA-9303-M, Vol. 3 (ENDF-324), UC-34C, 108 pp.
جلد 4 - ماژول های ERRORR و COVR. 1985, LA-9303-M, Vol. 4 (ENDF-324), UC-34C, 67 pp.
آزمایشگاه ملی لوس آلاموس لوس آلاموس، نیومکزیکو، 87545.
سیستم پردازش داده هسته ای NJOY یک بسته کد کامپیوتری جامع برای تولید مقاطع است. برای محاسبات انتقال نوترون و فوتون از داده های هسته ای ENDF/B-IV و -V ارزیابی شده است. این کتابچه راهنمای کاربر شرح مختصری از کد، دستورالعمل های ورودی، نمونه مشکلات و دستورالعمل های نصب را ارائه می دهد.
توضیحاتی در مورد کتاب به زبان اصلی :
Volume 1 - User's Manual. 1982, LA-9303-M, Vol. 1 (ENDF-324), 112 pp.
Volume 2 - The NJOY, RECONR, BROADR, HEATR, and THERMR Modules. 1982, LA-9303-M, Vol. 2 (ENDF-324), 98 pp.
Volume 3 - The GROUPR, GAMINR, and MODER Modules. 1987, LA-9303-M, Vol. 3 (ENDF-324), UC-34C, 108 pp.
Volume 4 - The ERRORR and COVR Modules. 1985, LA-9303-M, Vol. 4 (ENDF-324), UC-34C, 67 pp.
Los Alamos National Laboratory Los Alamos, New Mexico, 87545.
The NJOY nuclear data processing system is a comprehensive computer code package for producing cross sections for neutron and photon transport calculations from ENDF/B-IV and -V evaluated nuclear data. This user's manual provides a concise description of the code, input instructions, sample problems, and installation instructions.