It is difficult that a non-translational motion in a block is estimated by the block matching algorithm (BMA). In this paper, a nodal-displacement-based deformation model is used for this reason. This model assumes that a selected number of control nodes move freely in a block and that displacement of any interior point can be interpolated from nodal displacements. As a special case with a single node this model is equivalent to a translational model. And this model can represent more complex deformation using more nodes. We used an iterative gradient based search algorithm to estimate nodal displacement. Each iteration involves the solution of a simple linear equation. This method is called the deformable block matching algorithm (DBMA).
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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pp.34-39
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1996
A consistent general order nodal method for solving the 3-D neutron diffusion equation in (x-y-z) geometry has ben derived by using a weighted integral technique and expanding the spatial variables by the Legendre orthogonal series function. The equation set derived can be converted into any order nodal schemes. It forms a compact system for general order of nodal moments. The method utilizes the analytic solutions of the transverse-integrated quasi -one dimensional equations and a consistent expansion for the spatial variables so that it renders the use of an approximation for the transverse leakages no necessary. Thus, we can expect extremely accurate solutions and the solution would converge exactly when the mesh width is decreased or the approximation order is increased since the equation set is consistent mathematically.
The backward differentiation formula (BDF) method is applied to a three-dimensional reactor kinetics calculation for efficient yet accurate transient analysis with adaptive time step control. The coarse mesh finite difference (CMFD) formulation is used for an efficient implementation of the BDF method that does not require excessive memory to store old information from previous time steps. An iterative scheme to update the nodal coupling coefficients through higher order local nodal solutions is established in order to make it possible to store only node average fluxes of the previous five time points. An adaptive time step control method is derived using two order solutions, the fifth and the fourth order BDF solutions, which provide an estimate of the solution error at the current time point. The performance of the BDF- and CMFD-based spatial kinetics calculation and the adaptive time step control scheme is examined with the NEACRP control rod ejection and rod withdrawal benchmark problems. The accuracy is first assessed by comparing the BDF-based results with those of the Crank-Nicholson method with an exponential transform. The effectiveness of the adaptive time step control is then assessed in terms of the possible computing time reduction in producing sufficiently accurate solutions that meet the desired solution fidelity.
CEFR is a small core-size sodium-cooled fast reactor (SFR) using high enrichment fuel with stainless-steel reflectors, which brings a significant challenge to the deterministic methodologies due to the strong spectral effect. The neutronic simulation of the start-up experiments conducted at the CEFR have been performed with a deterministic code system RAST-F, which is based on the two-step approach that couples a multi-group cross-section generation Monte-Carlo (MC) code and a multi-group nodal diffusion solver. The RAST-F results were compared against the measurement data. Moreover, the characteristic of neutron spectrum in the fuel rings, and adjacent reflectors was evaluated using different models for generation of accurate nuclear libraries. The numerical solution of RAST-F system was verified against the full core MC solution MCS at all control rods fully inserted and withdrawn states. A good agreement between RAST-F and MCS solutions was observed with less than 120 pcm discrepancies and 1.2% root-mean-square error in terms of keff and power distribution, respectively. Meanwhile, the RAST-F result agreed well with the experimental values within two-sigma of experimental uncertainty. The good agreement of these results indicating that RAST-F can be used to neutronic steady-state simulations for small core-size SFR, which was challenged to deterministic code system.
We investigate the existence of radial nodal solutions of the elliptic equation $\Delta$u + h($\mid$x$\mid$)f(u) = 0, in annular domains. It is proved that for each integer k $\geq$ 1, there exist at least one radially symmetric solution which has exactly k nodes.
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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pp.137-141
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1996
A new general high order consistent nodal method for solving the 3-D multigroup neutron kinetic equations in (x-y-z) geometry has been derived by expending the flux in a multiple polynomial series for the space variables by without the quadratic fit approximations of the transverse leakage and for the time variable and using a weighted-integral technique. The derived equation set is consistent mathematically, and therefore, we can expect very accurate solutions and less computing time since we can use coarse meshes in time variable as well as in spatial variables and the solution would converge exactly in fine mesh limit.
In this paper, applying the bifurcation method and topological analysis, we investigate the global structures of solutions for one-dimensional Minkowski-curvature problems under certain behavior of nonlinear term near zero.
The mathematical adjoint solution of the Analytic Function Expansion (AFEN) method is found by solving the transposed matrix equation of AFEN nodal equation with only minor modification to the forward solution code AFEN. The perturbation calculations are then performed to estimate the change of reactivity by using the mathematical adjoint The adjoint calculational scheme in this study does not require the knowledge of the physical adjoint or the eigenvalue of the forward equation. Using the adjoint solutions, the exact and first-order perturbation calculations are peformed for the well-known benchmark problems (i.e., IAEA-2D benchmark problem and EPRI-9R benchmark problem). The results show that the mathematical adjoint flux calculated in the code is the correct adjoint solution of the AFEN method.
Journal of the Korean Society for Industrial and Applied Mathematics
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제12권4호
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pp.261-269
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2008
Let $B_1$ be a unit ball in $R^n(n{\geq}3)$, and $2^*=2n/(n-2)$ be the critical Sobolev exponent for the embedding $H_0^1(B_1){\hookrightarrow}L^{2^*}(B_1)$. By using a variant of Pohoz$\check{a}$aev's identity, we prove the nonexistence of nodal solutions for the Dirichlet problem $-{\Delta}u-{\mu}\frac{u}{{\mid}x{\mid}^2}={\lambda}u+{\mid}u{\mid}^{2^*-2}u$ in $B_1$, u=0 on ${\partial}B_1$ for suitable positive numbers ${\mu}$ and ${\nu}$.
Journal of the Korean Society for Precision Engineering
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제17권2호
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pp.201-210
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2000
The large deflection of plate is analyzed by co-rotational formulations using small local displacements and rotating unit vectors on the nodal points. The rotational degrees of the freedom are represent ed by the unit vectors1 In the nodal points, and the equilibrium equations are formulated by using small deflection theories of the plates by assuming that the directions of the unit vectors of the nodal points are known apriori. The translational degrees of freedom are independently solved from the rotational degrees of freedom in the equilibrium equations, and the correct directions of the unit vectors are computed by the iterative scheme by imposing the moment equilibrium constraint. The equilibrium equations and the associated solution procedure are explained, and the verification problems are solved.
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