Solução da equação de transporte multigrupo de nêutrons em reatores nucleares com fontes pulsadas
Neste trabalho apresentamos uma solução analítica para equações de transporte multigrupo de nêutrons unidimensional em reatores nucleares com fontes pulsadas, como por exemplo, reatores ADS (Accelerate Driven Systems). Este trabalho foi desenvolvido em geometria cartesiana para casos de espalhamento...
| Main Author: | |
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| Other Authors: | |
| Format: | Others |
| Language: | Portuguese |
| Published: |
2015
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| Subjects: | |
| Online Access: | http://hdl.handle.net/10183/118635 |