1) Neutron transport

中子输运
1.
For the numerical solutions of the neutron transport equation based on unstructured- meshes,four types of new methods were developed including the spherical harmonics(P_n)finite element method,the discrete ordinates(S_n)finite element method,the triangle transmission probability method,and the triangle nodal method.
针对非结构网格下中子输运方程的求解方法问题,分别研究了球谐函数(P_n)有限元方法、离散纵标(S_n)有限元方法、三角形穿透概率方法和三角形节块S_n方法的计算模型。
2.
A 3\|D multigroup P\-3 approximation Monte Carlo code MCMG\|BURN is developed by coupling the neutron transport and burnup.
介绍三维多群中子输运 燃耗耦合P3近似蒙特卡罗程序MCMG BURN 。
3.
The phase-space finite element method is applied to the multigroup neutron transport equation in cylindrical critical systems.
本文采用相空间有限元方法求解了柱形临界多群中子输运问题。
2) particle transportation

中子、光子输运
3) neutron transport equation

中子输运方程
1.
An approximate linearization method is proposed for nonlinear neutron transport equations.
针对考虑中子之间相互碰撞的非线性中子输运方程,提出一种线性化近似处理方法,导出相应的积分输运方程,利用蒙特卡罗方法求解此方程,数值实验表明算法的有效性,为研究超高能中子产生与输运问题提供了必要的模拟工具。
2.
In this paper the methods of determining iterative initial value about iterative proce- dure for discrete ordinate time-dependent neutron transport equation are studied.
研究离散纵标动态中子输运方程迭代求解时,迭代初值的不同选取方法,设计合理的迭代初值可以适当放宽对时间步长的限制,缩短计算时间。
3.
Motivated by issues from applications and requirements in the future, this paper is focused on the numerical simulations for the multi-dimensional neutron transport equation.
针对高维中子输运方程的数值模拟,基于在应用中提出的问题和未来发展的需求,本文研究了二维离散格式的“对称性”问题,并对三维差分方程作了离散解的先验估计以及并行和加速收敛算法的设计、应用,得到了若干具有理论和实际意义的成果。
5) neutron transport theory

中子输运理论
6) neutron-transport cross-section

中子输运截面
补充资料:半导体的导电与电荷输运
半导体的导电与电荷输运
conductance and charge transport in semiconductor
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参考词条