La ecuación del transporte neutrónico describe la población de neutrones y las reacciones nucleares dentro de un reactor nuclear. Primero, introducimos esta ecuación y las aproximaciones de la misma. Entonces, estudiamos la ecuación de la difusión neutrónica, la aproximación al transporte más utilizada. Para el caso estacionario, esta aproximación da lugar a un problema diferencial de valores propios. Para resolver la ecuación de la difusión se ha desarrollado un método de elementos finitos h-p. Para mejorar la eficiencia del método se ha implementado un precondicionador del tipo Restricted Additive Schwarz. Una vez hemos obtenido la distribución neutrónica en estado estacionario, usamos esta solución como condición inicial para integrar...
The application of finite element method in space dependent neutron diffusion equation is shown in t...
[ES] Para el análisis de la seguridad de un reactor nuclear, es necesario simular de manera muy prec...
This thesis aims at improving the modelling of Pressurized Water Reactors (PWRs). Nuclear reactors i...
La ecuación del transporte neutrónico describe la población de neutrones y las reacciones nucleares ...
Este trabalho apresenta a implementação da difusão neutrônica no seio do programa MEF usando como da...
La ecuación de la difusión neutrónica describe la población de neutrones de un reactor nuclear. Este...
El principal objetivo de esta tesis es el desarrollo de un Método Modal para resolver dos ecuaciones...
Cette thèse traite des méthodes d’éléments finis Galerkin discontinus d’ordre élevé pour la résoluti...
The neutronic simulation of a nuclear reactor core is performed using the neutron transport equation...
In order to improve passive safety of Sodium-cooled Fast Reactors (SFR) in case of unprotected trans...
Es wurde eine SP3-Transportmethode entwickelt, die neutronenkinetische Rechnungen für die Kerne von ...
[EN] n the Energy Engineering Degree of the Universitat Polit ecnica de Val encia, the students atte...
L'objectif de ce travail de thèse est le développement d'une approximation polynomiale axiale dans u...
[ES] Uno de los objetivos más importantes en el análisis de la seguridad en el campo de la ingenierí...
In this paper, the so-called source-fixed problem (neutron shielding) in a non-multiplicative medium...
The application of finite element method in space dependent neutron diffusion equation is shown in t...
[ES] Para el análisis de la seguridad de un reactor nuclear, es necesario simular de manera muy prec...
This thesis aims at improving the modelling of Pressurized Water Reactors (PWRs). Nuclear reactors i...
La ecuación del transporte neutrónico describe la población de neutrones y las reacciones nucleares ...
Este trabalho apresenta a implementação da difusão neutrônica no seio do programa MEF usando como da...
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El principal objetivo de esta tesis es el desarrollo de un Método Modal para resolver dos ecuaciones...
Cette thèse traite des méthodes d’éléments finis Galerkin discontinus d’ordre élevé pour la résoluti...
The neutronic simulation of a nuclear reactor core is performed using the neutron transport equation...
In order to improve passive safety of Sodium-cooled Fast Reactors (SFR) in case of unprotected trans...
Es wurde eine SP3-Transportmethode entwickelt, die neutronenkinetische Rechnungen für die Kerne von ...
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L'objectif de ce travail de thèse est le développement d'une approximation polynomiale axiale dans u...
[ES] Uno de los objetivos más importantes en el análisis de la seguridad en el campo de la ingenierí...
In this paper, the so-called source-fixed problem (neutron shielding) in a non-multiplicative medium...
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