Neutronické výpočty a analýzy radiačného tienenia
Neutronické výpočty predstavujú významnú časť analýz preukazujúcich bezpečnú prevádzku sústav so štiepiteľným materiálom (napr. aktívna zóna reaktora, medzisklad vyhoretého paliva, bazén skladovania, transportný obalový súbor). Pre výpočet transportu neutrónov a ich bilancie v čase sú preferované kódy priamo určené pre výpočet Boltzmanovej transportnej rovnice. Najpoužívanejšie metódy výpočtu v reaktorovej fyzike sú deterministická metóda diskrétnych súradníc (smerov) a stochastická metóda Monte Carlo….