เปรียบเทียบวิธี

	การคำนวณการขนส่งนิวตรอน	การวิเคราะห์ความปลอดภัยวิกฤต
สาขาวิชา	ฟิสิกส์นิวเคลียร์	ฟิสิกส์นิวเคลียร์
ตระกูล	Process / pipeline	Process / pipeline
ปีกำเนิด	1942	1938
ผู้ริเริ่ม	Enrico Fermi, Leslie Szilard	Otto Hahn, Fritz Strassmann
ประเภท	computational simulation pipeline	safety assessment methodology
แหล่งต้นตำรับ	Duderstadt, J. J., & Hamilton, L. J. (1976). Nuclear Reactor Analysis. John Wiley & Sons.	American National Standards Institute (2019). Nuclear Criticality Safety in Operations with Fissionable Material Outside Reactors. ANSI/ANS-8.1-19.40.
ชื่อเรียกอื่น	neutron diffusion, neutron migration, transport equation solution	nuclear safety assessment, chain reaction analysis, fissile material control
ที่เกี่ยวข้อง	5	5
สรุป	Neutron transport calculation is a computational method for determining the distribution and behavior of neutrons in a nuclear medium, developed during the Manhattan Project in the 1940s. It solves the Boltzmann transport equation to predict neutron flux, energy spectra, and reaction rates essential for reactor design and shielding analysis.	Criticality safety analysis is a systematic evaluation of fissile material systems to ensure nuclear chain reactions remain controlled, originating from Hahn and Strassmann's 1938 discovery of nuclear fission. It determines safe limits on fissile mass, concentration, geometry, and spacing using neutron transport calculations and experimental validation to prevent uncontrolled nuclear excursions in storage, processing, and transportation.