Computational Methods for Multidimensional Neutron Diffusion Problems
المصدر
Science and Technology of Nuclear Installations
العدد
المجلد 2009، العدد 2009 (31 ديسمبر/كانون الأول 2009)، ص ص. 1-11، 11ص.
الناشر
Hindawi Publishing Corporation
تاريخ النشر
2009-09-13
دولة النشر
مصر
عدد الصفحات
11
التخصصات الرئيسية
العلوم الهندسية و تكنولوجيا المعلومات
الملخص EN
A neutronic module for the solution of two-dimensional steady-state multigroup diffusion problems in nuclear reactor cores is developed.
The module can produce both direct fluxes as well as adjoints, that is, neutron importances.
Different numerical schemes are employed.
A standard finite-difference approach is firstly implemented, mainly to serve as a reference for less computationally challenging schemes, such as nodal methods and boundary element methods, which are considered in the second part of the work.
The validation of the methods proposed is carried out by comparisons of results for reference structures.
In particular a critical problem for a homogeneous reactor for which an analytical solution exists is considered as a benchmark.
The computational module is then applied to a fast spectrum system, having physical characteristics similar to the proposed lead-cooled ELSY project.
The results show the effectiveness of the numerical techniques presented.
The flexibility and the possibility to obtain neutron importances allow the use of the module for parametric studies, design assessments, and integral parameter evaluations as well as for future sensitivity and perturbation analyses and as a shape solver for time-dependent procedures.
نمط استشهاد جمعية علماء النفس الأمريكية (APA)
2009. Computational Methods for Multidimensional Neutron Diffusion Problems. Science and Technology of Nuclear Installations،Vol. 2009, no. 2009, pp.1-11.
https://search.emarefa.net/detail/BIM-512673
نمط استشهاد الجمعية الأمريكية للغات الحديثة (MLA)
Computational Methods for Multidimensional Neutron Diffusion Problems. Science and Technology of Nuclear Installations No. 2009 (2009), pp.1-11.
https://search.emarefa.net/detail/BIM-512673
نمط استشهاد الجمعية الطبية الأمريكية (AMA)
Computational Methods for Multidimensional Neutron Diffusion Problems. Science and Technology of Nuclear Installations. 2009. Vol. 2009, no. 2009, pp.1-11.
https://search.emarefa.net/detail/BIM-512673
نوع البيانات
مقالات
لغة النص
الإنجليزية
الملاحظات
Includes bibliographical references
رقم السجل
BIM-512673
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