Documents dont l'auteur est "Rozon, Daniel"

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Chambon, R., Varin, E., & Rozon, D. (2007). Candu Fuel Management Optimization Using Alternative Gradient Methods. Annals of Nuclear Energy, 34(12), 1002-1013. Lien externe

Chambon, R., Varin, É., & Rozon, D. (juin 2023). CANDU fuel management optimization using generalized perturbation theory in the donjon diffusion code [Communication écrite]. CNS 2005 Annuel Conference, Toronto. Non disponible

Rozon, D., & Shen, W. (2001). A Parametric Study of the Dupic Fuel Cycle to Reflect Pressurized Water Reactor Fuel Management Strategy. Nuclear Science and Engineering, 138(1), 1-25. Lien externe

Sissaoui, M. T., Marleau, G., & Rozon, D. (1999). CANDU Reactor Simulations Using the Feedback Model With Actinide Burnup History. Nuclear Technology, 125(2), 197-212. Lien externe

Shen, W., & Rozon, D. (mai 1999). Effect of PWRA fuel management strategy on DUPIC fuel cycle [Communication écrite]. Communicating the nuclear advantage. 39th Annual Canadian Nuclear Association Conference & 20th Annual Canadian Nuclear Society Conference, Montréal, Québec. Non disponible

Boubcher, M., Marleau, G., & Rozon, D. (mai 1999). Development of an isotopic depletion method for reactor core calculations [Communication écrite]. Communicating the nuclear advantage. 39th Annual Canadian Nuclear Association Conference & 20th Annual Canadian Nuclear Society Conference, Montréal, QC, Canada. Lien externe

Rozon, D., & Shen, W. (septembre 1999). A Reactor Physics Study of the Economic Penalty Associated with L VRF and Increased Pressure Tube Thickness [Communication écrite]. 6th International Conference on CANDU Fuel, Niagara Falls, ON, Canada (16 pages). Lien externe

Shen, W., Rozon, D., & Marleau, G. Parametric analysis of Doppler coefficient of reactivity in DUPIC fuel by DRAGON [Communication écrite]. 19th Annual Conference of the Canadian Nuclear Society. Lien externe

Shen, W., & Rozon, D. (octobre 1998). Generation of consistent nuclear properties of DUPIC fuel by DRAGON with ENDF/B-VI nuclear data library [Communication écrite]. Canadian Nuclear Society 19th annual conference, Toronto, Ontario (Canada). Publié dans Annual Conference Proceedings. Canadian Nuclear Society, 19(2). Lien externe

Shen, W., & Rozon, D. (octobre 1998). Study of DUPIC fuel cycle in CANDU 6 reactor by DRAGON/DONJON [Communication écrite]. International Conference on the Physics of Nuclear Science and Technology, Long Island, NY. Non disponible

Rozon, D., & Shen, W. (octobre 1998). Comparison of slightly enriched uranium fuel and MOX fuel in CANDU-6 reactor [Communication écrite]. Canadian Nuclear Society 19th annual conference, Toronto, Ontario (Canada). Publié dans Annual Conference Proceedings. Canadian Nuclear Society, 19(2). Lien externe

Boubcher, M., Marleau, G., & Rozon, D. (octobre 1998). Pseudo-isotopes generation for the ²³⁵U and ²³⁸U depletion chains [Communication écrite]. 19th Annual Conference of the Canadian Nuclear Society, Toronto, Ontario (Canada). Lien externe

Shen, W., & Rozon, D. (octobre 1998). Generation of Consistent Nuclear Properties of DUPIC Fuel by DRAGON with ENDFIBVI Nuclear Data Library [Communication écrite]. 19th Annual Canadian Nuclear Society Conference, Toronto, ON, Canada (13 pages). Lien externe

Sissaoui, M. T., Marleau, G., & Rozon, D. Accounting for actinide burnup history in CANDU reactor simulations [Communication écrite]. Advances in nuclear fuel management II : topical meeting. Non disponible

Rozon, D., Varin, É., Roy, R., & Brissette, D. Generalized perturbation theory estimates of zone level response to refueling perturbations in a CANDU 600 reactor [Communication écrite]. Advances in nuclear fuel management II : topical meeting. Non disponible

Rozon, D., & Kaveh, S. (juin 1997). SLOWKIN: A simplified model for the simulation of reactor transients in SLOWPOKE-2 [Communication écrite]. 1997 Canadian Nuclear Society Conference, Toronto, Can (20 pages). Lien externe

Noceir, S., El Hajjaji, O., Varin, É., Roy, R., & Rozon, D. (juin 1997). Diffusion calculations for the SLOWPOKE-2 reactor using DONJON [Communication écrite]. 1997 Canadian Nuclear Society Conference, Toronto, Can. Lien externe

Marleau, G., Noceir, S., Roy, R., & Rozon, D. (juin 1997). Dragon modelling of the SLOWPOKE-2 reactor at École Polytechnique [Communication écrite]. 1997 Canadian Nuclear Society Conference, Toronto, Can. Lien externe

Varin, E., Noceir, S., Roy, R., Rozon, D., & Guertin, C. (septembre 1996). Using Deterministic Methods for Research Reactor Studies [Communication écrite]. 5th International Conference on Simulation Methods in Nuclear Engineering, Montréal, Québec (16 pages). Lien externe

Rozon, D., Roy, R., & Varin, É. (juin 1995). DRAGON/OPTEX predictions of channel power peaking factors and average exit burnup in CANDU-6 [Communication écrite]. 1995 Annual Meeting of American Nuclear Society, Philadelphia, PA. Publié dans Transactions of the American Nuclear Society, 72. Non disponible

Roy, R., Marleau, G., Tajmouati, J., & Rozon, D. (1994). Modelling of CANDU reactivity control devices with the lattice code DRAGON. Annals of Nuclear Energy, 21(2), 115-132. Lien externe

Roy, R., Marleau, G., Tajmouati, J., & Rozon, D. (juin 1993). Modelling of CANDU Reactivity Mechanisms with DRAGON [Communication écrite]. 4th International Conference on Simulation Methods in Nuclear Engineering, Montréal, Québec (16 pages). Lien externe

Rozon, D., & Beaudet, M. (1992). Canada Deuterium Uranium Reactor Design Optimization Using Three-Dimensional Generalized Perturbation Theory. Nuclear Science and Engineering, 111(1), 1-20. Lien externe

Marleau, G., Roy, R., Tajmouati, J., & Rozon, D. (1992). Burnup of Gentilly-2 Cell with DRAGON [Communication écrite]. Annual Reactor Simulation Symposium (21 pages). Lien externe

Tajmouati, J., Rozon, D., Marleau, G., & Roy, R. (1992). Comparison of Time-Average Power Distributions in a CANDU-600 Based on PPV, WIMS and DRAGON Lattice Properties [Communication écrite]. Annual Reactor Simulation Symposium (41 pages). Lien externe

Roy, R., Rozon, D., Hébert, A., & Hotte, G. (avril 1990). Treatment of Circular Boundary Conditions in Neutron Diffusion Calculations [Communication écrite]. 3rd international Conference on Simulation Methods in NucIear Engineering, Montréal, Québec. Lien externe

Rozon, D., & Beaudet, M. (octobre 1986). The Optimization of Cobalt Adjusters with OPTEX-3 [Communication écrite]. 2nd International Conference on Simulation Methods in Nuclear Engineering, Montréal, Québec. Publié dans Canadian Nuclear Society Proceedings. Lien externe

Rozon, D. (1983). Le groupe d'analyse nucléaire (GAN): Une autre initiative de l'École Polytechnique au service de l'industrie [Communication écrite]. Canadian Nuclear Society Annual Conference 1983, Montréal, Québec. Lien externe

Rozon, D., Hébert, A., & McNabb, D. (1981). The Application of Generalized Perturbation Theory and Mathematical Programming to Equilibrium Refueling Studies of a CANDU Reactor. Nuclear Science and Engineering, 78(3), 211-226. Lien externe

Rozon, D., & McNabb, D. (1979). The Application of Perturbation Theory Based Optimization Methods for Reactor Design [Résumé]. Simulation Symposium on Reactor Dynamics and Plant Control 1979 (1 page). Lien externe

Directeur ou directrice de recherche

Chambon, R. (2006). Optimisation de la gestion du combustible dans les réacteurs CANDU refroidis à l'eau légère [Thèse de doctorat, École Polytechnique de Montréal]. Disponible

Wu, G. J. (2001). Développement d'une méthode des caractéristiques tridimensionnelle et application aux calculs de supercellules d'un réacteur CANDU [Thèse de doctorat, École Polytechnique de Montréal]. Disponible

Courau, T. (2001). Application de la théorie des perturbations généralisées aux calculs de cellules utilisant la méthode des probabilités de collision [Thèse de doctorat, École Polytechnique de Montréal]. Disponible

El Hajjaji, O. (1999). La physique du réacteur slowpoke-2 de l'École polytechnique [Thèse de doctorat, École Polytechnique de Montréal]. Disponible

Diallo, O. (1997). Analyse thermodynamique avancée appliquée au design d'un procédé de fabrication de benzène [Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal]. Disponible

Fournier, C. (1996). Résolution de l'équation de transport neutronique par une méthode d'éléments finis basée sur une fonctionnelle mixte-duale [Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal]. Disponible

Ayari, M. A. (1995). Implantation d'un modèle de cinétique chimique dans un code d'éléments finis [Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal]. Disponible

Malouin, L.-M. (1995). Développement d'un bruleur au gaz naturel en veine d'air à deux étages [Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal]. Non disponible

Lambert, J. (1995). Analyse exergétique et amélioration du procédé de vaporeformage dans la production d'hydrogène [Mémoire de maîtrise, École Polytechnique de Montréal]. Non disponible

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