Heterogeneous reactor core transport technique using response matrix and collision probability methods

Author:

Safarzadeh O.,Minuchehr A.,Shirani A.S.

Publisher

Elsevier BV

Subject

Nuclear Energy and Engineering

Reference33 articles.

1. An adaptive finite element approach for neutron transport equation;Abbassi;Nucl. Eng. Des.,2011

2. Ahlin, A., Edenius, M., 1977. The Collision Probability Module EPRI-CCM. Pt II, EPRI CCM-3, Electric Power Research Institute (Chapter 6).

3. A general description of the lattice code WIMS;Askew;J. British Nucl. Energy Soc.,1966

4. A short table of the functions Ki n(x), from n=1 to n=16;Bickley;Philos. Mag.,1935

5. Briesmeister, J.F., 1997. MCNP™—A General Monte Carlo n-Particle Transport Code. Los Alamos National Laboratory, Version 4C, LA-12625.

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