Littérature scientifique sur le sujet « Numerical Methods for Neutron Transport »
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Articles de revues sur le sujet "Numerical Methods for Neutron Transport"
Zhao, Zhengang, et Yunying Zheng. « Numerical Approximation for Fractional Neutron Transport Equation ». Journal of Mathematics 2021 (13 mars 2021) : 1–14. http://dx.doi.org/10.1155/2021/6676640.
Texte intégralAixiang, Huang, et Ma Yichen. « The application of modern numerical methods to the neutron transport equation ». Transport Theory and Statistical Physics 26, no 1-2 (janvier 1997) : 65–83. http://dx.doi.org/10.1080/00411459708221775.
Texte intégralShafii, Mohamad Ali. « Solution methods of neutron transport equation in nuclear reactors ». Jurnal ILMU DASAR 14, no 2 (4 décembre 2013) : 59. http://dx.doi.org/10.19184/jid.v14i2.320.
Texte intégralYíldíz, C. « Calculation of the higher order eigenvalues for a homogeneous sphere using the FN method ». Kerntechnik 66, no 1-2 (1 janvier 2001) : 33–36. http://dx.doi.org/10.1515/kern-2001-0008.
Texte intégralCarta, M., S. Dulla, V. Peluso, P. Ravetto et G. Bianchini. « Calculation of the Effective Delayed Neutron Fraction by Deterministic and Monte Carlo Methods ». Science and Technology of Nuclear Installations 2011 (2011) : 1–8. http://dx.doi.org/10.1155/2011/584256.
Texte intégralItoh, Naoki. « Transport Processes in Dense Stellar Plasmas ». International Astronomical Union Colloquium 147 (1994) : 394–419. http://dx.doi.org/10.1017/s0252921100026464.
Texte intégralBurke, Paul E., Kyle E. Remley et David P. Griesheimer. « GPU ACCELERATION OF DOPPLER BROADENING FOR NEUTRON TRANSPORT CALCULATIONS1 ». EPJ Web of Conferences 247 (2021) : 04017. http://dx.doi.org/10.1051/epjconf/202124704017.
Texte intégralBernal, Álvaro, Rafael Miró, Damián Ginestar et Gumersindo Verdú. « Resolution of the Generalized Eigenvalue Problem in the Neutron Diffusion Equation Discretized by the Finite Volume Method ». Abstract and Applied Analysis 2014 (2014) : 1–15. http://dx.doi.org/10.1155/2014/913043.
Texte intégralMimoun, Jordan G., Carlos Torres-Verdín et William E. Preeg. « Quantitative interpretation of pulsed neutron capture logs : Part 1 — Fast numerical simulation ». GEOPHYSICS 76, no 3 (mai 2011) : E81—E93. http://dx.doi.org/10.1190/1.3569600.
Texte intégralVarma, Vishnu, Bernhard Müller et Martin Obergaulinger. « A comparison of 2D Magnetohydrodynamic supernova simulations with the CoCoNuT-FMT and Aenus-Alcar codes ». Monthly Notices of the Royal Astronomical Society 508, no 4 (19 octobre 2021) : 6033–48. http://dx.doi.org/10.1093/mnras/stab2983.
Texte intégralThèses sur le sujet "Numerical Methods for Neutron Transport"
ALCARO, FABIO. « Quasi-static Methods in Neutron Transport ». Doctoral thesis, Politecnico di Torino, 2012. http://hdl.handle.net/11583/2501653.
Texte intégralBARBARINO, ANDREA. « Numerical Methods for Neutron Transport Calculations of Nuclear Reactors ». Doctoral thesis, Politecnico di Torino, 2014. http://hdl.handle.net/11583/2561774.
Texte intégralMarquez, Damian Jose Ignacio. « Multilevel acceleration of neutron transport calculations ». Thesis, Atlanta, Ga. : Georgia Institute of Technology, 2007. http://hdl.handle.net/1853/19731.
Texte intégralCommittee Chair: Stacey, Weston M.; Committee Co-Chair: de Oliveira, Cassiano R.E.; Committee Member: Hertel, Nolan; Committee Member: van Rooijen, Wilfred F.G.
Blackburn, Megan Satterfield. « Numerical benchmarking of a coarse-mesh transport (COMET) method for medical physics applications ». Diss., Atlanta, Ga. : Georgia Institute of Technology, 2009. http://hdl.handle.net/1853/29763.
Texte intégralCommittee Chair: Farzad Rahnema; Committee Co-Chair: Eric Elder; Committee Member: C.-K. Chris Wang; Committee Member: Rebecca Howell; Committee Member: Sang Cho. Part of the SMARTech Electronic Thesis and Dissertation Collection.
Byambaakhuu, Tseelmaa. « Development of Advanced Numerical Methods for Solving Neutron Transport Problems : DG-DSA and the Shishkin Mesh for Problems with Sharp Layers ». The Ohio State University, 2021. http://rave.ohiolink.edu/etdc/view?acc_num=osu1618855174338701.
Texte intégralBlake, Jack. « Domain decomposition methods for nuclear reactor modelling with diffusion acceleration ». Thesis, University of Bath, 2016. https://ethos.bl.uk/OrderDetails.do?uin=uk.bl.ethos.698988.
Texte intégralABRATE, NICOLO'. « Methods for safety and stability analysis of nuclear systems ». Doctoral thesis, Politecnico di Torino, 2022. http://hdl.handle.net/11583/2971611.
Texte intégralDi, Chicco Augusto. « Optimization of a calculation scheme through the parametric study of effective nuclear cross sections and application to the estimate of neutronic parameters of the ASTRID fast nuclear reactor ». Master's thesis, Alma Mater Studiorum - Università di Bologna, 2018.
Trouver le texte intégralSheehan, B. P. « Multigrid methods for isotropic neutron transport ». Connect to online resource, 2007. http://gateway.proquest.com/openurl?url_ver=Z39.88-2004&rft_val_fmt=info:ofi/fmt:kev:mtx:dissertation&res_dat=xri:pqdiss&rft_dat=xri:pqdiss:3256437.
Texte intégralMuddle, John Christopher. « Advanced numerical methods for neutron star interfaces ». Thesis, University of Southampton, 2015. https://eprints.soton.ac.uk/375551/.
Texte intégralLivres sur le sujet "Numerical Methods for Neutron Transport"
Lewis, E. E. Computational methods of neutron transport. La Grange Park, Ill., USA : American Nuclear Society, 1993.
Trouver le texte intégralIvanovich, Lebedev Vi͡a︡cheslav, dir. Numerical methods in the theory of neutron transport. 2e éd. Chur, Switzerland : Harwood, 1986.
Trouver le texte intégralComputational methods for two-phase flow and particle transport. Singapore : World Scientific Publishing Co., 2013.
Trouver le texte intégralLászló, Koblinger, dir. Monte Carlo particle transport methods : Neutron and photon calculations. Boca Raton : CRC Press, 1991.
Trouver le texte intégral1941-, Greenberg W., et Polewczak J. 1952-, dir. Modern mathematical methods in transport theory. Basel : Birkhäuser Verlag, 1991.
Trouver le texte intégralA, Silebi C., dir. Computational transport phenomena : Numerical methods for the solution of transport problems. Cambridge, U.K : Cambridge University Press, 1997.
Trouver le texte intégralGupta, Anurag. Krylov sub-space methods for K-eigenvalue problem in 3-D multigroup neutron transport. Mumbai : Bhabha Atomic Research Centre, 2004.
Trouver le texte intégralFrank, Graziani, dir. Computational methods in transport : Verification and validation. Berlin : Springer, 2008.
Trouver le texte intégralCenter, Langley Research, dir. Development of deterministic transport methods for low energy neutrons for shielding in space. Tucson, Ariz : Engineering Experiment Station, College of Engineering and Mines, University of Arizona, 1993.
Trouver le texte intégralAckroyd, Ron T. Finite element methods for particle transport : Applications to reactor and radiation physics. Taunton, Somerset, England : Research Studies Press, 1997.
Trouver le texte intégralChapitres de livres sur le sujet "Numerical Methods for Neutron Transport"
Marguet, Serge. « Computational Neutron Transport Methods ». Dans The Physics of Nuclear Reactors, 593–727. Cham : Springer International Publishing, 2017. http://dx.doi.org/10.1007/978-3-319-59560-3_9.
Texte intégralLewis, E. E. « Second-Order Neutron Transport Methods ». Dans Nuclear Computational Science, 85–115. Dordrecht : Springer Netherlands, 2009. http://dx.doi.org/10.1007/978-90-481-3411-3_2.
Texte intégralPoirier, D. R., et G. H. Geiger. « Numerical Methods and Models ». Dans Transport Phenomena in Materials Processing, 571–610. Cham : Springer International Publishing, 2016. http://dx.doi.org/10.1007/978-3-319-48090-9_16.
Texte intégralZohuri, Bahman. « Numerical Methods in Modeling Neutron Diffusion ». Dans Neutronic Analysis For Nuclear Reactor Systems, 255–88. Cham : Springer International Publishing, 2016. http://dx.doi.org/10.1007/978-3-319-42964-9_5.
Texte intégralZohuri, Bahman. « Numerical Methods in Modeling Neutron Diffusion ». Dans Neutronic Analysis For Nuclear Reactor Systems, 253–83. Cham : Springer International Publishing, 2019. http://dx.doi.org/10.1007/978-3-030-04906-5_5.
Texte intégralDurran, Dale R. « Beyond One-Dimensional Transport ». Dans Numerical Methods for Fluid Dynamics, 147–201. New York, NY : Springer New York, 2010. http://dx.doi.org/10.1007/978-1-4419-6412-0_4.
Texte intégralKersch, Alfred, et William J. Morokoff. « Numerical Methods for Rarefied Gas Dynamics ». Dans Transport Simulation in Microelectronics, 77–99. Basel : Birkhäuser Basel, 1995. http://dx.doi.org/10.1007/978-3-0348-9080-9_3.
Texte intégralDautray, Robert, et Jacques-Louis Lions. « Transport ». Dans Mathematical Analysis and Numerical Methods for Science and Technology, 209–416. Berlin, Heidelberg : Springer Berlin Heidelberg, 2000. http://dx.doi.org/10.1007/978-3-642-58004-8_3.
Texte intégralPoirier, E. J., et D. R. Poirier. « Numerical Methods and Models ». Dans Solutions Manual To accompany Transport Phenomena in Materials Processing, 305–13. Cham : Springer International Publishing, 2016. http://dx.doi.org/10.1007/978-3-319-65130-9_16.
Texte intégralYeh, Gourt-Tsyh. « Numerical Methods for Advection-Dominant Transport ». Dans Computational Subsurface Hydrology, 93–198. Boston, MA : Springer US, 2000. http://dx.doi.org/10.1007/978-1-4615-4371-8_3.
Texte intégralActes de conférences sur le sujet "Numerical Methods for Neutron Transport"
Wu, Hongchun, Guoming Liu, Liangzhi Cao et Qichang Chen. « Determinant Methods for Solving Neutron Transport Equation in Unstructured Geometry ». Dans 18th International Conference on Nuclear Engineering. ASMEDC, 2010. http://dx.doi.org/10.1115/icone18-29442.
Texte intégralZhang, J. « A coupled thermo-mechanical and neutron diffusion numerical model for irradiated concrete ». Dans AIMETA 2022. Materials Research Forum LLC, 2023. http://dx.doi.org/10.21741/9781644902431-4.
Texte intégralPanta Pazos, Rube´n, et Marco Tu´llio de Vilhena. « Variational Approach in Transport Theory ». Dans 12th International Conference on Nuclear Engineering. ASMEDC, 2004. http://dx.doi.org/10.1115/icone12-49233.
Texte intégralGanapol, Barry D. « A 1D Monoenergetic Neutron Transport Benchmark in an Infinite Medium ». Dans 2014 22nd International Conference on Nuclear Engineering. American Society of Mechanical Engineers, 2014. http://dx.doi.org/10.1115/icone22-30156.
Texte intégralKoreshi, Zafar Ullah, et Sadaf Siddiq. « Monte Carlo Simulation Compared With Classic Deterministic Solutions for Neutron Transport and Diffusion ». Dans 18th International Conference on Nuclear Engineering. ASMEDC, 2010. http://dx.doi.org/10.1115/icone18-29971.
Texte intégralSun, Qizheng, Tengfei Zhang, Xiaojing Liu, Xiang Chai et Jinbiao Xiong. « A Discrete-Ordinates Variational Nodal Method for Solving Multi-Dimensional Neutron Transport Equation With Unstructured Mesh ». Dans 2022 29th International Conference on Nuclear Engineering. American Society of Mechanical Engineers, 2022. http://dx.doi.org/10.1115/icone29-91525.
Texte intégralJevremovic, Tatjana, Mathieu Hursin, Nader Satvat, John Hopkins, Shanjie Xiao et Godfree Gert. « Performance, Accuracy and Efficiency Evaluation of a Three-Dimensional Whole-Core Neutron Transport Code AGENT ». Dans 14th International Conference on Nuclear Engineering. ASMEDC, 2006. http://dx.doi.org/10.1115/icone14-89561.
Texte intégralPanta Pazos, Ruben, Marco Tullio de Vilhena et Eliete Biasotto Hauser. « Solution and Study of the Two-Dimensional Nodal Neutron Transport Equation ». Dans 10th International Conference on Nuclear Engineering. ASMEDC, 2002. http://dx.doi.org/10.1115/icone10-22611.
Texte intégralLiu, Guoming, et Hongchun Wu. « Transmission Probability Method Based on Triangular-Z Mesh for Solving Neutron Transport Equation in Three-Dimensional Geometry ». Dans 16th International Conference on Nuclear Engineering. ASMEDC, 2008. http://dx.doi.org/10.1115/icone16-48607.
Texte intégralLiang, Liang, Hongchun Wu, Liangzhi Cao et Youqi Zheng. « Development of a Two-Dimensional Modularity Characteristics Code for Neutron Transport Calculation ». Dans 2013 21st International Conference on Nuclear Engineering. American Society of Mechanical Engineers, 2013. http://dx.doi.org/10.1115/icone21-15725.
Texte intégralRapports d'organisations sur le sujet "Numerical Methods for Neutron Transport"
Brown, P. N. Novel Parallel Numerical Methods for Radiation& ; Neutron Transport. Office of Scientific and Technical Information (OSTI), mars 2001. http://dx.doi.org/10.2172/15005562.
Texte intégralNicholas Tsoulfanidis et Elmer Lewis. Neutron Transport Methods for Accelerator-Driven Systems. Office of Scientific and Technical Information (OSTI), février 2005. http://dx.doi.org/10.2172/836901.
Texte intégralCai, Wei. Multi-scale and Multi-physics Numerical Methods for Modeling Transport in Mesoscopic Systems. Fort Belvoir, VA : Defense Technical Information Center, septembre 2012. http://dx.doi.org/10.21236/ada572398.
Texte intégralCai, Wei. Multi-scale and Multi-physics Numerical Methods for Modeling Transport in Mesoscopic Systems. Fort Belvoir, VA : Defense Technical Information Center, octobre 2014. http://dx.doi.org/10.21236/ada617374.
Texte intégralTaylor, G., C. Dong et S. Sun. NUMERICAL MODELING OF CONTAMINANT TRANSPORT IN FRACTURED POROUS MEDIA USING MIXED FINITE ELEMENT AND FINITE VOLUME METHODS. Office of Scientific and Technical Information (OSTI), mars 2010. http://dx.doi.org/10.2172/974328.
Texte intégralChang, B. Analytical Tests for Ray Effect Errors in Discrete Ordinate Methods for Solving the Neutron Transport Equation. Office of Scientific and Technical Information (OSTI), mars 2004. http://dx.doi.org/10.2172/15014046.
Texte intégralWharry, Janelle, et Won Sik Yang. Steady-State Thermal-Hydraulic Analysis and Bowing Reactivity Evaluation Methods Based on Neutron and Gamma Transport Calculations. Office of Scientific and Technical Information (OSTI), décembre 2018. http://dx.doi.org/10.2172/1493700.
Texte intégralWang, Dean, Thomas Downar, Yunlin Xu, Yulong Xing et Emily Shemon. Development of a Novel Accelerator for Neutron Transport Solution Using the Galerkin Spectral Element Methods (Final Report). Office of Scientific and Technical Information (OSTI), avril 2019. http://dx.doi.org/10.2172/1511575.
Texte intégralGill, Daniel Fury. Behavior of the Diamond Difference and Low-Order Nodal Numerical Transport Methods in the Thick Diffusion Limit for Slab Geometry. Office of Scientific and Technical Information (OSTI), mai 2007. http://dx.doi.org/10.2172/903208.
Texte intégralSagar, B., et A. Runchal. PORFLO-3 : A mathematical model for fluid flow, heat, and mass transport in variably saturated geologic media ; Theory and numerical methods, Version 1.0. Office of Scientific and Technical Information (OSTI), mars 1990. http://dx.doi.org/10.2172/137710.
Texte intégral