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Contributions to solve the Multi-group Neutron Transport equation with different Angular Approaches

Morato Rafet, Sergio (Universitat Politècnica de València, 2021-01-17)

[ES] La forma más exacta de conocer el desplazamiento de los neutrones a través de un medio material se consigue resolviendo la Ecuación del Transporte Neutrónico. Tres diferentes aproximaciones de esta ecuación se han ...
Estudio de la Ecuación del Transporte de Neutrones en Reactores Modulares Pequeños de Sales Fundidas

Navarro Gamón, Empar (Universitat Politècnica de València, 2023-10-19)

[ES] La energía nuclear es una fuente de energía limpia y segura que desde su puesta en marcha ha ido evolucionando en aspectos de diseño y seguridad. Fruto de esta evolución se están desarrollando los reactores modulares ...
Integration methods for the time dependent neutron diffusion equation and other approximations of the neutron transport equation

Carreño Sánchez, Amanda María (Universitat Politècnica de València, 2020-06-01)

[ES] Uno de los objetivos más importantes en el análisis de la seguridad en el campo de la ingeniería nuclear es el cálculo, rápido y preciso, de la evolución de la potencia dentro del núcleo del reactor. La distribución ...

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