Uncertainty quantification for multigroup neutron diffusion equations using sparse tensor approximations

dc.contributor.advisorJerez Hanckes, Carlos F.
dc.contributor.authorFuenzalida, María Consuelo
dc.contributor.otherPontificia Universidad Católica de Chile. Escuela de Ingeniería
dc.date.accessioned2018-05-31T15:24:55Z
dc.date.available2018-05-31T15:24:55Z
dc.date.issued2018
dc.descriptionTesis (Master of Science in Engineering)--Pontificia Universidad Católica de Chile, 2018
dc.description.abstractEn esta tesis se desarrolla un método para calcular el primer y segundo momento del flujo de neutrones dentro de un sistema nuclear resolviendo una ecuación de difusión sin dependencia en el tiempo. La aleatoriedad proviene principalmente de la falta de conocimiento acerca de la fuente externa y de los parámetros conocidos como secciones transversales. Como el flujo depende de la fuente y los parámetros, es también una variable aleatoria. Como las simulaciones de Monte-Carlo tienen un alto costo computacional, se opta por enfoques determinísticos para resolver el problema. Asumiendo como dados el primer y segundo momento de la fuente y la distribución de los parámetros, se presenta un método eficiente basado en el método de elementos finitos con aproximaciones ralas y en el uso de cuadraturas de Smolyak. Se presentan experimentos numéricos y futuros temas a desarrollar.
dc.format.extentxi, 63 páginas
dc.identifier.doi10.7764/tesisUC/ING/21894
dc.identifier.urihttps://doi.org/10.7764/tesisUC/ING/21894
dc.identifier.urihttps://repositorio.uc.cl/handle/11534/21894
dc.language.isoes
dc.nota.accesoContenido completo
dc.rightsacceso abierto
dc.subject.ddc510
dc.subject.deweyMatemática física y químicaes_ES
dc.subject.otherNeutrones - Modelos matemáticos.es_ES
dc.subject.otherMétodo de elementos finitos.es_ES
dc.titleUncertainty quantification for multigroup neutron diffusion equations using sparse tensor approximationses_ES
dc.typetesis de maestría
sipa.codpersvinculados19054
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