Titre : |
Méthodes mathématiques en neutronique |
Type de document : |
texte imprimé |
Auteurs : |
Jacques Planchard, Auteur |
Editeur : |
Eyrolles |
Année de publication : |
1995 |
ISBN/ISSN/EAN : |
978-2-212-01643-7 |
Catégories : |
Mathématiques Mathématiques:Mathématiques (manuels scolaires, mathématiques pures)
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Mots-clés : |
Sciences et techniques Techniques et sciences appliquées |
Index. décimale : |
510 Mathématiques Générales |
Résumé : |
Ce livre, qui présente la théorie mathématique des réacteurs nucléaires, s'adresse essentiellement aux ingénieurs neutroniciens, aux mathématiciens appliqués ainsi qu'aux étudiants des universités et des grandes écoles.
Après le rappel des notions élémentaires de neutronique et des équations aux dérivées partielles de type diffusion, la théorie du calcul critique des réacteurs est exposée, ainsi que les méthodes numériques de calcul.
Les problèmes relatifs à la cinétique neutronique sont abordés en détail, et un chapitre est consacré aux oscillations spatiales du flux. L'ouvrage se termine par une présentation de l'équation du transport des neutrons. |
Méthodes mathématiques en neutronique [texte imprimé] / Jacques Planchard, Auteur . - [S.l.] : Eyrolles, 1995. ISBN : 978-2-212-01643-7
Catégories : |
Mathématiques Mathématiques:Mathématiques (manuels scolaires, mathématiques pures)
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Mots-clés : |
Sciences et techniques Techniques et sciences appliquées |
Index. décimale : |
510 Mathématiques Générales |
Résumé : |
Ce livre, qui présente la théorie mathématique des réacteurs nucléaires, s'adresse essentiellement aux ingénieurs neutroniciens, aux mathématiciens appliqués ainsi qu'aux étudiants des universités et des grandes écoles.
Après le rappel des notions élémentaires de neutronique et des équations aux dérivées partielles de type diffusion, la théorie du calcul critique des réacteurs est exposée, ainsi que les méthodes numériques de calcul.
Les problèmes relatifs à la cinétique neutronique sont abordés en détail, et un chapitre est consacré aux oscillations spatiales du flux. L'ouvrage se termine par une présentation de l'équation du transport des neutrons. |
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