Uncertainty quantification for multigroup neutron diffusion equations using sparse tensor approximations
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Date
2018
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Abstract
En 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.
Description
Tesis (Master of Science in Engineering)--Pontificia Universidad Católica de Chile, 2018