Resuelve y analiza el cálculo de la solución numérica de la ecuación de advección - difusión mediante el esquema de diferencias finitas. Presenta criterios de estabilidad, los cuales garantizan la estabilidad del esquema planteado para resolver la ecuacion de adveccion - difusión longitudinal; los criterios obtenidos deben garantizar la estabilidad y convergencia, como función de los números de Couran y Péclet, con todo esto, se tiene a disposición métodos sencillos que son numéricamente estables y convergentes, por lo que no se considera necesario recurrir a métodos más complicados para resolver la ecuación de advección - difusión para el caso unidimensional. Además, realiza la simulación computacional de la solución numérica de la ecuación de advección - difusión longitudinal utilizando el software Matlab y el lenguaje de programación Python. / Trabajo de suficiencia profesional

En esta tesis doctoral se ha desarrollado una serie de métodos numéricos para el análisis de dispositivos ópticos difractivos. Los dispositivos ópticos difractivos básicamente consisten en medios cuyas características físicas varían de forma periódica. Las aplicaciones de este tipo de elementos son diversas y parten desde filtros ópticos, fabricación de lentes, redes de difracción holográficas hasta aplicaciones de energía solar fotovoltaica. En particular, en esta Tesis Doctoral, se han analizado redes de difraccion holográficas de volumen (tanto en reflexión como en transmisión), redes de difracción basadas en aperturas, así como filtros dieléctricos de capas delgadas. Para el análisis riguroso y completo de estos medios en longitudes de onda ópticas se ha recurrido al método de las Diferencias Finitas en el Dominio del Tiempo (DFDT), el cual permite resolver las ecuaciones de Maxwell que modelan el campo electromagnético, en función del tiempo y del espacio. El estudio mediante el método numérico de las DFDT ha sido contrastado con las teorías clásicas que modelan el comportamiento de estos dispositivos, obteniendo resultados satisfactorios. La aplicación del método de las DFDT en longitudes de onda ópticas implica unas resoluciones temporales y espaciales muy reducidas, por lo que la simulación de mallas de varios órdenes de magnitud de la longitud de onda de trabajo repercute en un aumento del coste computacional y de memoria. Por ello, este método se ha acelarado mediante diferentes técnicas con el propósito de obtener el mayor rendimiento posible en las plataformas de cálculo más comunes en la actualidad: Unidades de Proceso Central (UPC) disponibles en los microprocesadores modernos, y Unidades de Procesado Gráfico (UPG) las cuales están presentes en las tarjetas gráficas de los computadores actuales.

En esta tesis se estudian los frentes y las estructuras localizadas en sistemas conformados por una gran cantidad de pequeños subsistemas idénticos acoplados entre sí, los cuales son descritos en términos de ecuaciones diferenciales a diferencias finitas, y que pueden ser considerados como sistemas extendidos con espacio discreto. También se investigan los frentes y estructuras localizadas en sistemas extendidos forzados espacialmente, estudio que se aplica a la investigación experimental de frentes homogéneos forzados en una válvula lumínica de cristal líquido nemático (LCLV, Liquid Crystal Light Valve). Se muestra numérica y analíticamente que la naturaleza discreta del espacio es, en muchos sentidos, equivalente a considerar un forzamiento periódico espacial cuando se considera la ecuación discreta en el límite continuo. Todo esto se investiga en el contexto de la dinámica de frentes y la interacción entre ellos utilizando las formas normales de frentes conocidos prototípicos entre estados homogéneos (Frente Normal y Frente FKPP) en el caso en el cual el espacio es discreto, así como implementando un experimento que nos permite aplicar la teoría a un fenómeno físico y comprobar nuestras predicciones teóricas. Se muestra que en ambos casos (caso de espacio discreto y caso continuo con forzamiento periódico espacial) aparecen oscilaciones genéricas, bloqueo en la propagación y estructuras localizadas, fenómenos que en la descripción continua del sistema sin forzamiento no existen.

[ES] La forma más exacta de conocer el desplazamiento de los neutrones a través de un medio material se consigue resolviendo la Ecuación del Transporte Neutrónico. Tres diferentes aproximaciones de esta ecuación se han investigado en esta tesis: Ecuación del transporte neutrónico resuelta por el método de Ordenadas Discretas, Ecuación de la Difusión y Ecuación de Armónicos Esféricos Simplificados. Para resolver estás ecuaciones se estudian diferentes esquemas del Método de Diferencias Finitas. La solución a estas ecuaciones describe la población de neutrones y las reacciones ocasionadas dentro de un reactor nuclear. A su vez, estas variables están relacionadas con el flujo y la potencia, parámetros fundamentales para el Análisis de Seguridad Nuclear. La tesis introduce la definición de las ecuaciones mencionadas y en particular se detallan para el estado estacionario. Se plantea el Método Modal como solución a los problemas de autovalores definidos por dichas ecuaciones. Primero se desarrollan varios algoritmos para la resolución del estado estacionario de la Ecuación del Transporte de Neutrones con el Método de Ordenadas Discretas para la discretización angular y el Método de Diferencias Finitas para la discretización espacial. Se ha implementado una formulación capaz de resolver el problema de autovalores para cualquier número de grupos energéticos con upscattering y anisotropía. Varias cuadraturas utilizadas por este método en su resolución angular han sido estudiadas e implementadas para cualquier orden de aproximación de Ordenadas Discretas. Además, otra formulación se desarrolla para la solución del problema fuente de la ecuación del transporte neutrónico. A continuación, se lleva a cabo un algoritmo que permite resolver la Ecuación de la Difusión de Neutrones con dos variantes del método de diferencias Finitas, una centrada en celda y otra en vértice o nodo. Se utiliza también el Método Modal calculando cualquier número de autovalores para varios grupos de energía y con upscattering. También se implementan los dos esquemas del Método de Diferencias Finitas anteriormente mencionados en el desarrollo de diferentes algoritmos para resolver las Ecuaciones de Armónicos Esféricos Simplificados. Además, se ha realizado un análisis de diferentes aproximaciones de las condiciones de contorno. Finalmente, se han realizado cálculos de la constante de multiplicación, los modos subcríticos, el flujo neutrónico y la potencia para diferentes tipos de reactores nucleares. Estas variables resultan esenciales en Análisis de Seguridad Nuclear. Además, se han realizado diferentes estudios de sensibilidad de parámetros como tamaño de malla, orden utilizado en cuadraturas o tipo de cuadraturas. / [CA] La forma més exacta de conèixer el desplaçament dels neutrons a través d'un mitjà material s'aconsegueix resolent l'Equació del Transport Neutrònic. Tres diferents aproximacions d'esta equació s'han investigat en aquesta tesi: Equació del Transport Neutrònic resolta pel mètode d'Ordenades Discretes, Equació de la Difusió i Equació d'Ármonics Esfèrics Simplificats. Per a resoldre estes equacions s'estudien diferents esquemes del Mètode de Diferències Finites. La solució a estes equacions descriu la població de neutrons i les reaccions ocasionades dins d'un reactor nuclear. Al seu torn, estes variables estan relacionades amb el flux i la potència, paràmetres fonamentals per a l'Anàlisi de Seguretat Nuclear. La tesi introduïx la definició de les equacions mencionades i en particular es detallen per a l'estat estacionari. Es planteja el Mètode Modal com a solució als problemes d'autovalors definits per les dites equacions. Primer es desenvolupen diversos algoritmes per a la resolució de l'estat estacionari de l'Equació del Transport de Neutrons amb el Mètode d'Ordenades Discretes per a la discretiztació angular i el Mètode de Diferències Finites per a la discretització espacial. S'ha implementat una formulació capaç de resoldre el problema d'autovalors per a qualsevol nombre de grups energètics amb upscattering i anisotropia. Diverses quadratures utilitzades per este mètode en la seua resolució angular han sigut estudiades i implementades per a qualsevol orde d'aproximació d'Ordenades Discretes. A més, una altra formulació es desenvolupa per a la solució del problema font de l'Equació del Transport Neutrònic. A continuació, es du a terme un algoritme que permet resoldre l'Equació de la Difusió de Neutrons amb dos variants del mètode de Diferències Finites, una centrada en cel·la i una altra en vèrtex o node. S'utilitza també el Mètode Modal calculant qualsevol nombre d'autovalors per a diversos grups d'energia i amb upscattering. També s'implementen els dos esquemes del Mètode de Diferències Finites anteriorment mencionats en el desenvolupament de diferents algoritmes per a resoldre les Equacions d'Harmònics Esfèrics Simplificats. A més, s'ha realitzat una anàlisi de diferents aproximacions de les condicions de contorn. Finalment, s'han realitzat càlculs de la constant de multiplicació, els modes subcrítics, el flux neutrònic i la potència per a diferents tipus de reactors nuclears. Estes variables resulten essencials en Anàlisi de Seguretat Nuclear. A més, s'han realitzat diferents estudis de sensibilitat de paràmetres com la grandària de malla, orde utilitzat en quadratures o tipus de quadratures. / [EN] The most accurate way to know the movement of the neutrons through matter is achieved by solving the Neutron Transport Equation. Three different approaches to solve this equation have been investigated in this thesis: Discrete Ordinates Neutron Transport Equation, Neutron Diffusion Equation and Simplified Spherical Harmonics Equations. In order to solve the equations, different schemes of the Finite Differences Method were studied. The solution of these equations describes the population of neutrons and the occurred reactions inside a nuclear system. These variables are related with the flux and power, fundamental parameters for the Nuclear Safety Analysis. The thesis introduces the definition of the mentioned equations. In particular, they are detailed for the steady state case. The Modal Method is proposed as a solution to the eigenvalue problems determined by the equations. First, several algorithms for the solution of the steady state of the Neutron Transport Equation with the Discrete Ordinates Method for the angular discretization and Finite Difference Method for spatial discretization are developed. A formulation able to solve eigenvalue problems for any number of energy groups, with scattering and anisotropy has been developed. Several quadratures used by this method for the angular discretization have been studied and implemented for any order of approach of the discrete ordinates. Furthermore, an adapted formulation has been developed as a solution of the source problem for the Neutron Transport Equation. Next, an algorithm is carried out that allows to solve the Neutron Diffusion Equation with two variants of the Finite Difference Method, one with cell centered scheme and another edge entered. The Modal method is also used for calculating any number of eigenvalues for several energy groups and upscattering. Both Finite Difference schemes mentioned before are also implemented to solve the Simplified Spherical Harmonics Equations. Moreover, an analysis of different approaches of the boundary conditions is performed. Finally, calculations of the multiplication factor, subcritical modes, neutron flux and the power for different nuclear reactors were carried out. These variables result essential in Nuclear Safety Analysis. In addition, several sensitivity studies of parameters like mesh size, quadrature order or quadrature type were performed. / Me gustaría dar las gracias al Ministerio de Economía, Industria y Competitividad y a la Agencia Estatal de Investigación de España por la concesión de mi contrato predoctoral de formación de personal investigador con referencia BES-2016-076782. La ayuda económica proporcionada por este contrato fue esencial para el desarrollo de esta tesis, así como para el financiamiento de una estancia. / Morato Rafet, S. (2020). Contributions to solve the Multi-group Neutron Transport equation with different Angular Approaches [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/159271

Esta tesis está centrada en el modelado de la acústica de salas en espacios cerrados mediante el uso de una ecuación de transferencia radiativa y una ecuación de difusión En este trabajo se investiga cómo a través de estos modelos teóricos se pueden simular el campo sonoro en espacios complejos. Recientemente, el modelo de la ecuación de fusión ha sido prppuesto para ser utilizado en el modelado de la acústica de salas con superficies que reflejan el sonido de forma totalmente difusa. Este enfoque del uso de la ecuación de la disusión de sido intensamente investigado en los últimos años, ya que proporciona una alta eficiencia y flexibilidad para simular las distribuciones del campo sonoro en diferentes tipos de salas; sin embargo, sólo se han realizado unas pocas investigaciones con el objetivo de indagar sobre la precisión y las limitaciones de este método alternativo. Por lo tanto, en primer lugar se presenta un modelo basado en la ecuación de transferencia por radiación siendo meta principal el unificar una amplia gama de métodos geométricos de modelado de acústica de salas. Además, esta tesis está especialmente dedicada a establecer las bases y suposiciones que permitan obtener un modelo de difusión acústica como particularización del modelo de transferencia radiativa con el objetivo de conseguir una descripción clara y adecuada de sus ventajas y limitaciones desde el punto de vista teórico. Este trabajo permite enlazar directamente al modelo de la ecuación de difusión con el grupo de métodos de la acústica geométrica reforzando sus características y permitiendo una adecuada comparación con estos métodos ampliamente reconocidos. Una vez realizado este análisis teórico, esta tesis también se dedica a cuestiones relativas a la implementación numérica del modelo acústico de la ecuación de difusión . En este trabajo, se modela el campo sonoro a través de esquemas en diferencias finitas. Los resultados de este estudio proporcionan soluciones simples y practicas que muestran unos requerimientos computacionales bajos tanto de consumo de memoria como de tiempo. / Navarro Ruiz, JM. (2012). Discrete-time modelling of diffusion processes for room acoustics simulation and analysis [Tesis doctoral]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/14861