Numerical analysis of the neutron multigroup $SP_N$ equations
Résumé
Les équations de la neutronique $SP_N$ multigroupe, qui sont une approximation de l’équation de transport des neutrons, sont utilisées pour la modélisation des cœurs de réacteurs nucléaires. Dans le cas stationnaire, ces équations sont soit un problème à source, soit un problème aux valeurs propres. Nous étudions l’approximation de ces deux problèmes avec une méthode d’éléments finis conformes dans $H^1$ et une méthode d’éléments finis discontinus appelée Symmetric Interior Penalty Galerkin.
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