Unstructured Grids and the Multigroup Neutron Diffusion Equation
المؤلف
المصدر
Science and Technology of Nuclear Installations
العدد
المجلد 2013، العدد 2013 (31 ديسمبر/كانون الأول 2013)، ص ص. 1-26، 26ص.
الناشر
Hindawi Publishing Corporation
تاريخ النشر
2013-08-27
دولة النشر
مصر
عدد الصفحات
26
التخصصات الرئيسية
العلوم الهندسية و تكنولوجيا المعلومات
الملخص EN
The neutron diffusion equation is often used to perform core-level neutronic calculations.
It consists of a set of second-order partial differential equations over the spatial coordinates that are, both in the academia and in the industry, usually solved by discretizing the neutron leakage term using a structured grid.
This work introduces the alternatives that unstructured grids can provide to aid the engineers to solve the neutron diffusion problem and gives a brief overview of the variety of possibilities they offer.
It is by understanding the basic mathematics that lie beneath the equations that model real physical systems; better technical decisions can be made.
It is in this spirit that this paper is written, giving a first introduction to the basic concepts which can be incorporated into core-level neutron flux computations.
A simple two-dimensional homogeneous circular reactor is solved using a coarse unstructured grid in order to illustrate some basic differences between the finite volumes and the finite elements method.
Also, the classic 2D IAEA PWR benchmark problem is solved for eighty combinations of symmetries, meshing algorithms, basic geometric entities, discretization schemes, and characteristic grid lengths, giving even more insight into the peculiarities that arise when solving the neutron diffusion equation using unstructured grids.
نمط استشهاد جمعية علماء النفس الأمريكية (APA)
Theler, Germán. 2013. Unstructured Grids and the Multigroup Neutron Diffusion Equation. Science and Technology of Nuclear Installations،Vol. 2013, no. 2013, pp.1-26.
https://search.emarefa.net/detail/BIM-487552
نمط استشهاد الجمعية الأمريكية للغات الحديثة (MLA)
Theler, Germán. Unstructured Grids and the Multigroup Neutron Diffusion Equation. Science and Technology of Nuclear Installations No. 2013 (2013), pp.1-26.
https://search.emarefa.net/detail/BIM-487552
نمط استشهاد الجمعية الطبية الأمريكية (AMA)
Theler, Germán. Unstructured Grids and the Multigroup Neutron Diffusion Equation. Science and Technology of Nuclear Installations. 2013. Vol. 2013, no. 2013, pp.1-26.
https://search.emarefa.net/detail/BIM-487552
نوع البيانات
مقالات
لغة النص
الإنجليزية
الملاحظات
Includes bibliographical references
رقم السجل
BIM-487552
قاعدة معامل التأثير والاستشهادات المرجعية العربي "ارسيف Arcif"
أضخم قاعدة بيانات عربية للاستشهادات المرجعية للمجلات العلمية المحكمة الصادرة في العالم العربي
تقوم هذه الخدمة بالتحقق من التشابه أو الانتحال في الأبحاث والمقالات العلمية والأطروحات الجامعية والكتب والأبحاث باللغة العربية، وتحديد درجة التشابه أو أصالة الأعمال البحثية وحماية ملكيتها الفكرية. تعرف اكثر