PERIODO (tentative): March
Il corso illustra i metodi numerici per la soluzione dell'equazione del trasporto di Boltzmann utilizzata per la soluzione di problemi neutronici di interesse per lo studio dei reattori nucleari.
TIME SCHEDULE (tentative): March
The course illustrates numerical methods for the solution of the Boltzmann equation for neutrons, adopted in the solution of neutronic problems for fission nuclear reactors.
Conoscenze di fisica dei reattori nucleari
Conoscenze sui metodi numerici per la soluzione deterministica di equazioni differenziali alle derivate parziali
Basics in nuclear reactor physics
Basics in numerical deterministic methods for the solution of PDEs
Forme dell'equazione del trasporto di Boltzmann per i neutroni;
Il metodo delle armoniche sferiche;
Il metodo delle ordinate discrete;
Problemi con anisotropia dello scattering;
Problemi a più dimensioni spaziali;
Schemi di discretizzazione spaziale;
La tecnica risolutiva dell'iterazione di sorgente;
Metodi di accelerazione;
La forma dell'equazione del trasporto a multigruppi energetici;
Determinazione dell'autovalore di moltiplicazione.