Báo cáo tài liệu vi phạm
Giới thiệu
Kinh doanh - Marketing
Kinh tế quản lý
Biểu mẫu - Văn bản
Tài chính - Ngân hàng
Công nghệ thông tin
Tiếng anh ngoại ngữ
Kĩ thuật công nghệ
Khoa học tự nhiên
Khoa học xã hội
Văn hóa nghệ thuật
Sức khỏe - Y tế
Văn bản luật
Nông Lâm Ngư
Kỹ năng mềm
Luận văn - Báo cáo
Giải trí - Thư giãn
Tài liệu phổ thông
Văn mẫu
THỊ TRƯỜNG NGÀNH HÀNG
NÔNG NGHIỆP, THỰC PHẨM
Gạo
Rau hoa quả
Nông sản khác
Sữa và sản phẩm
Thịt và sản phẩm
Dầu thực vật
Thủy sản
Thức ăn chăn nuôi, vật tư nông nghiệp
CÔNG NGHIỆP
Dệt may
Dược phẩm, Thiết bị y tế
Máy móc, thiết bị, phụ tùng
Nhựa - Hóa chất
Phân bón
Sản phẩm gỗ, Hàng thủ công mỹ nghệ
Sắt, thép
Ô tô và linh kiện
Xăng dầu
DỊCH VỤ
Logistics
Tài chính-Ngân hàng
NGHIÊN CỨU THỊ TRƯỜNG
Hoa Kỳ
Nhật Bản
Trung Quốc
Hàn Quốc
Châu Âu
ASEAN
BẢN TIN
Bản tin Thị trường hàng ngày
Bản tin Thị trường và dự báo tháng
Bản tin Thị trường giá cả vật tư
Tìm
Danh mục
Kinh doanh - Marketing
Kinh tế quản lý
Biểu mẫu - Văn bản
Tài chính - Ngân hàng
Công nghệ thông tin
Tiếng anh ngoại ngữ
Kĩ thuật công nghệ
Khoa học tự nhiên
Khoa học xã hội
Văn hóa nghệ thuật
Y tế sức khỏe
Văn bản luật
Nông lâm ngư
Kĩ năng mềm
Luận văn - Báo cáo
Giải trí - Thư giãn
Tài liệu phổ thông
Văn mẫu
NGÀNH HÀNG
NÔNG NGHIỆP, THỰC PHẨM
Gạo
Rau hoa quả
Nông sản khác
Sữa và sản phẩm
Thịt và sản phẩm
Dầu thực vật
Thủy sản
Thức ăn chăn nuôi, vật tư nông nghiệp
CÔNG NGHIỆP
Dệt may
Dược phẩm, Thiết bị y tế
Máy móc, thiết bị, phụ tùng
Nhựa - Hóa chất
Phân bón
Sản phẩm gỗ, Hàng thủ công mỹ nghệ
Sắt, thép
Ô tô và linh kiện
Xăng dầu
DỊCH VỤ
Logistics
Tài chính-Ngân hàng
NGHIÊN CỨU THỊ TRƯỜNG
Hoa Kỳ
Nhật Bản
Trung Quốc
Hàn Quốc
Châu Âu
ASEAN
BẢN TIN
Bản tin Thị trường hàng ngày
Bản tin Thị trường và dự báo tháng
Bản tin Thị trường giá cả vật tư
Thông tin
Tài liệu Xanh là gì
Điều khoản sử dụng
Chính sách bảo mật
0
Trang chủ
Kỹ Thuật - Công Nghệ
Năng lượng
Uncertainty propagation based on correlated sampling technique for nuclear data applications
Đang chuẩn bị liên kết để tải về tài liệu:
Uncertainty propagation based on correlated sampling technique for nuclear data applications
Minh Nhật
94
9
pdf
Không đóng trình duyệt đến khi xuất hiện nút TẢI XUỐNG
Tải xuống
A correlated sampling technique has been implemented to estimate the impact of cross section modifications on the neutron transport and in Monte Carlo simulations in one single calculation. This implementation has been coupled to a Total Monte Carlo approach which consists in propagating nuclear data uncertainties with random cross section files. | Uncertainty propagation based on correlated sampling technique for nuclear data applications EPJ Nuclear Sci. Technol. 6 8 2020 Nuclear Sciences c A. Laureau et al. published by EDP Sciences 2020 amp Technologies https doi.org 10.1051 epjn 2020003 Available online at https www.epj-n.org REGULAR ARTICLE Uncertainty propagation based on correlated sampling technique for nuclear data applications Axel Laureau 1 Vincent Lamirand 1 2 Dimitri Rochman 2 and Andreas Pautz 3 1 Laboratory for Reactor Physics and Systems behaviour LRS Ecole Polytechnique F ed erale de Lausanne EPFL 1015 Lausanne Switzerland 2 Laboratory for Reactor Physics and Thermal Hydraulics LRT Paul Scherrer Institut PSI 5232 Villigen Switzerland 3 Nuclear Energy and Safety Research Division NES Paul Scherrer Institut PSI 5232 Villigen Switzerland Received 2 September 2019 Received in final form 15 November 2019 Accepted 16 January 2020 Abstract. A correlated sampling technique has been implemented to estimate the impact of cross section modifications on the neutron transport and in Monte Carlo simulations in one single calculation. This imple- mentation has been coupled to a Total Monte Carlo approach which consists in propagating nuclear data uncertainties with random cross section files. The TMC-CS Total Monte Carlo with Correlated Sampling approach offers an interesting speed-up of the associated computation time. This methodology is detailed in this paper together with two application cases to validate and illustrate the gain provided by this technique the highly enriched uranium iron metal core reflected by a stainless-steel reflector HMI-001 benchmark and the PETALE experimental programme in the CROCUS zero-power light water reactor. 1 Introduction approach which uses a representation of the cross section uncertainties as a set of cross sections with a given dis- Reactor studies require nuclear data as an input of the persion 4 . Then the propagation of these cross sections calculations through
TÀI LIỆU LIÊN QUAN
Monte Carlo burnup and its uncertainty propagation analyses for VERA depletion benchmarks by McCARD
Nuclear data uncertainty propagation for a typical pwr fuel assembly with burnup
On the fly estimation strategy for uncertainty propagation in two step monte carlo calculation for residual radiation analysis
A comparison of uncertainty propagation techniques using NDaST: full, half or zero Monte Carlo?
Uncertainty propagation analysis for yonggwang nuclear unit 4 by mccard master core analysis system
Uncertainty propagation for the design study of the PETALE experimental programme in the CROCUS reactor
A stochastic method to propagate uncertainties along large cores deterministic calculations
Impact of correlations between core configurations for the evaluation of nuclear data uncertainty propagation for reactivity
Artificial neural network surrogate development of equivalence models for nuclear data uncertainty propagation in scenario studies
Unaccounted uncertainty from qPCR efficiency estimates entails uncontrolled false positive rates
Đã phát hiện trình chặn quảng cáo AdBlock
Trang web này phụ thuộc vào doanh thu từ số lần hiển thị quảng cáo để tồn tại. Vui lòng tắt trình chặn quảng cáo của bạn hoặc tạm dừng tính năng chặn quảng cáo cho trang web này.