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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2009.1
- 수록면
- 381 - 390 (10page)
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This article provides selects of outstanding problems in computational neutron transport, with some suggested approaches
thereto, as follows: i) ray effect in discrete ordinates method, ii) diffusion synthetic acceleration in strongly heterogeneous
problems, iii) method of characteristics extension to three-dimensional geometry, iv) fission source and keff convergence in Monte
Carlo, v) depletion in Monte Carlo, vi) nuclear data evaluation, and vii) uncertainty estimation, including covariance data.
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E.E. Lewis / 1984 / Computational Methods of Neutron Transport / John Wiley & Sons
E.M. Gelbard / 1994
G.I. Bell / 1970 / Nuclear Reactor Theory / Van Nostrand Reinhold
G.S. Lee / 2000 / Whole-Core Heterogeneous Transport Calculations and Their Comparison with Diffusion Results / Trans. Am. Nucl. Soc. 83 : 292 ~
H.S. Choi / 1993 / Development of Radiation Shielding Analysis Program Using Discrete Elements Method in X-Y Geometry / Nuclear Engineering and Technology 25 : 51 ~
E.M. Gelbard / 1994
G.I. Bell / 1970 / Nuclear Reactor Theory / Van Nostrand Reinhold
G.S. Lee / 2000 / Whole-Core Heterogeneous Transport Calculations and Their Comparison with Diffusion Results / Trans. Am. Nucl. Soc. 83 : 292 ~
H.S. Choi / 1993 / Development of Radiation Shielding Analysis Program Using Discrete Elements Method in X-Y Geometry / Nuclear Engineering and Technology 25 : 51 ~
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