Zoia, Andrea
VIAF ID: 321146284426615331482 ( Personal )
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- 100 1 _ ‡a Zoia, Andrea
Works
Title | Sources |
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Amélioration du modèle de sections efficaces dans le code de cœur COCAGNE de la chaîne de calculs d'EDF | |
Analyse des effets d’hétérogénéité et de découplage sur la cinétique des cœurs : Application à la maquette EOLE. | |
Analysis of fluctuations and correlations in kinetic Monte Carlo methods | |
Contribution à l’évaluation multi-physique du risque de retour en criticité du corium en cas d’accident grave dans un réacteur de type REP. | |
Contribution to the multi-physical analysis of the risk of recriticality of corium during severe accident in a PWR reactor | |
Contributions de la théorie des marches aléatoires au transport stochastique des neutrons. | |
Coupling between Monte Carlo neutron transport and thermal-hydraulics for the simulation of transients due to reactivity insertions | |
Development of academical tools to design and assess safety of innovative nuclear cores : first applications to design water-cooled and thorium-loaded SMRs. | |
Development of numerical methods for neutronics in continuous media | |
Développement de calculs à énergie continue pour un retour intégral complet sur les paramètres de modèle nucléaire | |
Développement de méthodes numériques pour la neutronique en milieu continu. | |
Développement de méthodologies d'interprétations neutroniques des transitoires basses puissances | |
Développement d'outils académiques pour la conception et la sûreté de réacteurs innovants : premières applications au dimensionnement de SMR refroidis à l'eau légère et chargés en thorium | |
Different properties of random walks under geometric and dynamic constraints. | |
Différentes propriétés de marches aléatoires avec contraintes géométriques et dynamiques | |
Improvement of cross section model in COCAGNE code of the calculation chain of EDF. | |
Mesure de la réactivité de réacteurs sous-critiques pilotés par accélérateur par l'analyse d'expériences d'interruptions de faisceau programmées | |
Monte Carlo analysis of heterogeneity and core decoupling effects on reactor kinetics : Application to the EOLE critical facility | |
The multipole method for the on-the-fly computation of the temperature dependency of nuclear cross-sections | |
Neutronic, thermohydraulic and thermomechanical coupling for the modeling of criticality accidents in nuclear systems. | |
A random walk approach to stochastic neutron transport | |
Reactivity monitoring for Accelerator-Driven Systems (ADS) using beam interruption experiments. | |
Transport stochastique de particules dans des matériaux désordonnés : au-delà de l’équation de Boltzmann. |