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pro vyhledávání: '"Equações de transporte de neutrons"'
Autor:
Silva, Milena Wollmann da
Publikováno v:
Biblioteca Digital de Teses e Dissertações da UFRGSUniversidade Federal do Rio Grande do SulUFRGS.
In dieser Dissertation wollen wir eine semi-analytische Darstellung für das ECPN entwickeln, unter Berücksichtigung nicht nur sechs Gruppen von verzögerten Neutronenvorläufern, sondern auch Temperaturrückkopplung. Diese Darstellung wird unter Ve
Externí odkaz:
http://hdl.handle.net/10183/157832
Autor:
Silva, Milena Wollmann da
Publikováno v:
Biblioteca Digital de Teses e Dissertações da UFRGSUniversidade Federal do Rio Grande do SulUFRGS.
In dieser Dissertation wollen wir eine semi-analytische Darstellung für das ECPN entwickeln, unter Berücksichtigung nicht nur sechs Gruppen von verzögerten Neutronenvorläufern, sondern auch Temperaturrückkopplung. Diese Darstellung wird unter Ve
Externí odkaz:
http://hdl.handle.net/10183/157832
Autor:
Silva, Milena Wollmann da
Publikováno v:
Biblioteca Digital de Teses e Dissertações da UFRGSUniversidade Federal do Rio Grande do SulUFRGS.
In dieser Dissertation wollen wir eine semi-analytische Darstellung für das ECPN entwickeln, unter Berücksichtigung nicht nur sechs Gruppen von verzögerten Neutronenvorläufern, sondern auch Temperaturrückkopplung. Diese Darstellung wird unter Ve
Externí odkaz:
http://hdl.handle.net/10183/157832
Autor:
Kist, Glauber Sallaberry
Publikováno v:
Biblioteca Digital de Teses e Dissertações da UFRGSUniversidade Federal do Rio Grande do SulUFRGS.
A presente dissertação devolveu uma metodologia para determinar a probabilidade de escape de nêutrons conforme a energia e posição no reator. Para tanto, simulou-se um reator qualitativo semi-infinito de secção quadrada composto por três regi
Externí odkaz:
http://hdl.handle.net/10183/143301
Publikováno v:
Biblioteca Digital de Teses e Dissertações da UFRGSUniversidade Federal do Rio Grande do SulUFRGS.
Neste trabalho o transporte de nêutrons é simulado em materiais presentes no núcleo de reatores. O espectro de nêutrons é decomposto como uma soma de três distribuições de probabilidade. Duas das distribuições preservam sua forma com o temp
Externí odkaz:
http://hdl.handle.net/10183/142675
Autor:
Kist, Glauber Sallaberry
Publikováno v:
Biblioteca Digital de Teses e Dissertações da UFRGSUniversidade Federal do Rio Grande do SulUFRGS.
A presente dissertação devolveu uma metodologia para determinar a probabilidade de escape de nêutrons conforme a energia e posição no reator. Para tanto, simulou-se um reator qualitativo semi-infinito de secção quadrada composto por três regi
Externí odkaz:
http://hdl.handle.net/10183/143301
Publikováno v:
Biblioteca Digital de Teses e Dissertações da UFRGSUniversidade Federal do Rio Grande do SulUFRGS.
Neste trabalho o transporte de nêutrons é simulado em materiais presentes no núcleo de reatores. O espectro de nêutrons é decomposto como uma soma de três distribuições de probabilidade. Duas das distribuições preservam sua forma com o temp
Externí odkaz:
http://hdl.handle.net/10183/142675
Autor:
Kist, Glauber Sallaberry
Publikováno v:
Biblioteca Digital de Teses e Dissertações da UFRGSUniversidade Federal do Rio Grande do SulUFRGS.
A presente dissertação devolveu uma metodologia para determinar a probabilidade de escape de nêutrons conforme a energia e posição no reator. Para tanto, simulou-se um reator qualitativo semi-infinito de secção quadrada composto por três regi
Externí odkaz:
http://hdl.handle.net/10183/143301
Publikováno v:
Biblioteca Digital de Teses e Dissertações da UFRGSUniversidade Federal do Rio Grande do SulUFRGS.
Neste trabalho o transporte de nêutrons é simulado em materiais presentes no núcleo de reatores. O espectro de nêutrons é decomposto como uma soma de três distribuições de probabilidade. Duas das distribuições preservam sua forma com o temp
Externí odkaz:
http://hdl.handle.net/10183/142675
Autor:
Picoloto, Camila Becker
Publikováno v:
Biblioteca Digital de Teses e Dissertações da UFRGSUniversidade Federal do Rio Grande do SulUFRGS.
In this work, an analytical approach is used along with nodal schemes for the solution of xed source two-dimensional neutron transport problems, in Cartesian geometry, de ned in heterogeneous medium, with anisotropic scattering. The methodology is de
Externí odkaz:
http://hdl.handle.net/10183/118888