Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2017-04-26T11:46:01Z No. of bitstreams: 1 Dissertação mestrado ien 2017 Willian Vieira de Abreu.pdf: 3750943 bytes, checksum: aa43def40faa54d93e960561f7604e9b (MD5) / Made available in DSpace on 2017-04-26T11:46:01Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Dissertação mestrado ien 2017 Willian Vieira de Abreu.pdf: 3750943 bytes, checksum: aa43def40faa54d93e960561f7604e9b (MD5) Previous issue date: 2017-02 / No presente estudo objetivou-se realizar a análise das equações da cinética espacial aplicada em reatores unidimensionais tipo slab visando utilização em reatores Accelerator-driven System (ADS). A princípio, as equações estacionárias de nêutrons foram discretizadas por diferenças finitas com o esquema centrado na malha e, então, colocadas na forma matricial, com o fim de se monitorar o valor do Keff. Posteriormente, esse parâmetro foi aplicado em códigos que resolvem as equações da cinética espacial unidimensional no reator de interesse, utilizando, como referência, o método de Euler Implícito. Além disso, também foi utilizado o método de de Runge-Kutta com o controle do passo no tempo, modificado com os parâmetros de Kaps-Rentrop e de Shampine. Para certificar a correta resolução das equações da cinética por parte dos códigos, realizou-se sua validação em um Benchmark conhecido, o BSS6, dividido em dois casos: A1 e A2. Em seguida, transientes de relevância em reatores ADS e com a presença de uma fonte externa foram simulados. Com estas simulações, foi possível verificar que os códigos desenvolvidos mostraram resultados coerentes com o Benchmark, o que possibilitou a simulação dos transientes planejados. Com relação aos transientes, o código que utilizou o método de Runge-Kutta se comportou adequadamente e apresentou erros relativos percentuais abaixo de 1%, tanto para o parâmetro de Kaps-Rentrop, quanto para o parâmetro de Shampine, quando comparados ao método de Euler Implícito. Ademais, os transientes simulados através do método Runge-Kutta, independente do parâmetro, em quase todos os casos, foram mais rápidos que aqueles do método de Euler Implícito. Por fim, a partir desses dados, conclui-se que o código com controle no passo tempo foi eficiente e pode reduzir o tempo de processamento em transientes mais complexos. / In this study, we aimed to analyze the equations of spatial kinetics applied in one-dimensional slab reactors for use in Accelerator-driven System (ADS) reactors. At first, the neutron stationary equations were discretized by finite differences with the mesh-centered scheme and, then, placed in the matrix form to monitor the Keff value. Subsequently, this parameter was applied in codes that solve the one-dimensional spatial kinetics equations in the reactor of interest, using as reference the Implicit Euler method. In addition, the Runge-Kutta method with time step control, modified with Kaps-Rentrop and Shampine parameters, was also used. In order to certify the correct resolution of the kinetic equations by the codes, their validation was performed in a known Benchmark, the BSS6, divided into two cases: A1 and A2. Thereafter, transients of relevance in ADS reactors and with the presence of an external source were simulated. With these simulations, it was possible to verify that the developed codes showed results consistent with the Benchmark, which allowed the simulation of the planned transients. Regarding the transients, the code which used the Runge-Kutta method behaved properly and presented a percentual deviation of less than 1, for both the Kaps-Rentrop and the Shampine parameters, when compared to the Implicit Euler method. In addition to that, the transients simulated through the Runge-Kutta method, independently from the parameter, in almost all cases, were faster than those which used the Implicit Euler method. Finally, from these data, it was possible to conclude that the code with control in the step time was efficient and can reduce the processing time in more complex transients.

O objetivo desta tese é introduzir uma nova metodologia para a cinética bidimensional multi- grupo de difusão de nêutrons em reatores nucleares. A metodologia apresentada usa uma aproximação polinomial em um domínio homogêneo retangular com condições de contornos não homogêneas. Como ela consiste em uma série de Taylor truncada, sua estimativa de erro varia de acordo com o tamanho do retângulo. Os coeficientes são obtidos principalmente pelas suas relações com o termo independente, que _e determinado pela equação diferencial. Estas relações são obtidas apenas pelas condições de contorno, e é demonstrado serem linearmente independentes. Um esquema numérico é feito para assegurar uma rápida convergência. Estes procedimentos feitos para um retângulo homogêneo são feitos para construir soluções para problemas de autovalor e dependentes do tempo de geometria ortogonal global com parâmetros seccionalmente constantes pelo método iterativo SOR. O autovalor dominante e sua autofunção são obtidos pelo método da potência no problema de autovalor. A solução para casos dependentes do tempo usam o método de Euler modificado na variável tempo. Quatro casos-teste clássicos são considerados para ilustração. / The objective of this thesis is to introduce a new methodology for two{dimensional multi{ group neutron diffusion kinetics in a reactor core. The presented methodology uses a polyno- mial approximation in a rectangular homogeneous domain with non{homogeneous boundary conditions. As it consists on a truncated Taylor series, its error estimates varies with the size of the rectangle. The coefficients are obtained mainly by their relations with the independent term, which is determined by the differential equation. These relations are obtained by the boundary conditions only, and these relations are proven linear independent. A numerical scheme is made to assure faster convergence. The procedures done for one homogeneous rectangle are used to construct the solution of global orthogonal geometry with step{wise constant parameters steady state and time dependent problems by the iterative SOR algo- rithm. The dominant eigenvalue and its eigenfunction are obtained by the power method in the eigenvalue problem. The solution for the time dependent cases uses the modi ed Euler method in the time variable. Four classic test cases are considered for illustration.

A presente discussão e uma extensão do modelo de cinética pontual de nêutrons, onde a reatividade e decomposta em termos de contribuição de curtas e longas escalas de tempo. A primeira representa o controle operacional do reator, enquanto a segunda e devido a alteração da composição química do combustível nuclear, como consequência do burn-up. E um primeiro passo em uma nova direção, uma vez que considera os efeitos dos principais venenos na cinética de nêutrons, ou seja, Xenônio-135 e Sam ario-149. O modelo proposto consiste em um sistema de equações não-lineares acoplado para a densidade de nêutrons, para os precursores de nêutrons atrasados e para as cadeias de decaimento dos venenos produtos de fissão. O sistema de equações e resolvido através de um método de decomposição, que expande os termos não-lineares em uma série infinita, obtendo um sistema recursivo, onde a inicialização da recursão e uma equação linear homogênea e os passos de recursão subsequentes consideram contribuições não-lineares como termo fonte constru dos em passos de recursão anteriores. A construção hierárquica do modelo também e realizada, onde graus espaciais de liberdade são considerados. São apresentados casos de estudos com várias estruturas temporais afim de mostrar a robustez da abordagem atual para este tipo de problema. / The present discussion is an extension to Neutron point kinetics models, where the reactivity is decomposed in a short and a long term contribution. The rst one represents operational reactor control, whereas the second one is due to the change of the chemical composition of the nuclear fuel as a consequence of burn-up. This is a rst step into a new direction where we consider only the e ects of the principal neutron poisons on neutron kinetics, i.e, Xenon-135 and Samarium-149. The proposed model consists in a system of coupled nonlinear equations for the neutron density, the delayed neutron precursors and the neutron poison decay chains. The equation system is solved using a decomposition method, which expands the non-linear terms in an in nit series, obtaining a recursive system, where the recursion initialization is a homogeneous linear equation and the subsequent recursion steps consider the non-linear contributions as source terms constructed from previous recursion steps. A hierarchical construction of the model is also performed, where spatial degrees of freedom are considered. We present case studies with severe time structure in order to show the robustness of the present approach for this kind of problems.

O objetivo desta tese é introduzir uma nova metodologia para a cinética bidimensional multi- grupo de difusão de nêutrons em reatores nucleares. A metodologia apresentada usa uma aproximação polinomial em um domínio homogêneo retangular com condições de contornos não homogêneas. Como ela consiste em uma série de Taylor truncada, sua estimativa de erro varia de acordo com o tamanho do retângulo. Os coeficientes são obtidos principalmente pelas suas relações com o termo independente, que _e determinado pela equação diferencial. Estas relações são obtidas apenas pelas condições de contorno, e é demonstrado serem linearmente independentes. Um esquema numérico é feito para assegurar uma rápida convergência. Estes procedimentos feitos para um retângulo homogêneo são feitos para construir soluções para problemas de autovalor e dependentes do tempo de geometria ortogonal global com parâmetros seccionalmente constantes pelo método iterativo SOR. O autovalor dominante e sua autofunção são obtidos pelo método da potência no problema de autovalor. A solução para casos dependentes do tempo usam o método de Euler modificado na variável tempo. Quatro casos-teste clássicos são considerados para ilustração. / The objective of this thesis is to introduce a new methodology for two{dimensional multi{ group neutron diffusion kinetics in a reactor core. The presented methodology uses a polyno- mial approximation in a rectangular homogeneous domain with non{homogeneous boundary conditions. As it consists on a truncated Taylor series, its error estimates varies with the size of the rectangle. The coefficients are obtained mainly by their relations with the independent term, which is determined by the differential equation. These relations are obtained by the boundary conditions only, and these relations are proven linear independent. A numerical scheme is made to assure faster convergence. The procedures done for one homogeneous rectangle are used to construct the solution of global orthogonal geometry with step{wise constant parameters steady state and time dependent problems by the iterative SOR algo- rithm. The dominant eigenvalue and its eigenfunction are obtained by the power method in the eigenvalue problem. The solution for the time dependent cases uses the modi ed Euler method in the time variable. Four classic test cases are considered for illustration.

A presente discussão e uma extensão do modelo de cinética pontual de nêutrons, onde a reatividade e decomposta em termos de contribuição de curtas e longas escalas de tempo. A primeira representa o controle operacional do reator, enquanto a segunda e devido a alteração da composição química do combustível nuclear, como consequência do burn-up. E um primeiro passo em uma nova direção, uma vez que considera os efeitos dos principais venenos na cinética de nêutrons, ou seja, Xenônio-135 e Sam ario-149. O modelo proposto consiste em um sistema de equações não-lineares acoplado para a densidade de nêutrons, para os precursores de nêutrons atrasados e para as cadeias de decaimento dos venenos produtos de fissão. O sistema de equações e resolvido através de um método de decomposição, que expande os termos não-lineares em uma série infinita, obtendo um sistema recursivo, onde a inicialização da recursão e uma equação linear homogênea e os passos de recursão subsequentes consideram contribuições não-lineares como termo fonte constru dos em passos de recursão anteriores. A construção hierárquica do modelo também e realizada, onde graus espaciais de liberdade são considerados. São apresentados casos de estudos com várias estruturas temporais afim de mostrar a robustez da abordagem atual para este tipo de problema. / The present discussion is an extension to Neutron point kinetics models, where the reactivity is decomposed in a short and a long term contribution. The rst one represents operational reactor control, whereas the second one is due to the change of the chemical composition of the nuclear fuel as a consequence of burn-up. This is a rst step into a new direction where we consider only the e ects of the principal neutron poisons on neutron kinetics, i.e, Xenon-135 and Samarium-149. The proposed model consists in a system of coupled nonlinear equations for the neutron density, the delayed neutron precursors and the neutron poison decay chains. The equation system is solved using a decomposition method, which expands the non-linear terms in an in nit series, obtaining a recursive system, where the recursion initialization is a homogeneous linear equation and the subsequent recursion steps consider the non-linear contributions as source terms constructed from previous recursion steps. A hierarchical construction of the model is also performed, where spatial degrees of freedom are considered. We present case studies with severe time structure in order to show the robustness of the present approach for this kind of problems.

A presente discussão e uma extensão do modelo de cinética pontual de nêutrons, onde a reatividade e decomposta em termos de contribuição de curtas e longas escalas de tempo. A primeira representa o controle operacional do reator, enquanto a segunda e devido a alteração da composição química do combustível nuclear, como consequência do burn-up. E um primeiro passo em uma nova direção, uma vez que considera os efeitos dos principais venenos na cinética de nêutrons, ou seja, Xenônio-135 e Sam ario-149. O modelo proposto consiste em um sistema de equações não-lineares acoplado para a densidade de nêutrons, para os precursores de nêutrons atrasados e para as cadeias de decaimento dos venenos produtos de fissão. O sistema de equações e resolvido através de um método de decomposição, que expande os termos não-lineares em uma série infinita, obtendo um sistema recursivo, onde a inicialização da recursão e uma equação linear homogênea e os passos de recursão subsequentes consideram contribuições não-lineares como termo fonte constru dos em passos de recursão anteriores. A construção hierárquica do modelo também e realizada, onde graus espaciais de liberdade são considerados. São apresentados casos de estudos com várias estruturas temporais afim de mostrar a robustez da abordagem atual para este tipo de problema. / The present discussion is an extension to Neutron point kinetics models, where the reactivity is decomposed in a short and a long term contribution. The rst one represents operational reactor control, whereas the second one is due to the change of the chemical composition of the nuclear fuel as a consequence of burn-up. This is a rst step into a new direction where we consider only the e ects of the principal neutron poisons on neutron kinetics, i.e, Xenon-135 and Samarium-149. The proposed model consists in a system of coupled nonlinear equations for the neutron density, the delayed neutron precursors and the neutron poison decay chains. The equation system is solved using a decomposition method, which expands the non-linear terms in an in nit series, obtaining a recursive system, where the recursion initialization is a homogeneous linear equation and the subsequent recursion steps consider the non-linear contributions as source terms constructed from previous recursion steps. A hierarchical construction of the model is also performed, where spatial degrees of freedom are considered. We present case studies with severe time structure in order to show the robustness of the present approach for this kind of problems.

O objetivo deste trabalho é realizar uma análise sobre a cinética de nêutrons utilizando um modelo fracionário, recente na literatura. Este novo modelo envolve uma nova relação constitutiva entre a corrente de nêutrons e o fluxo escalar de nêutrons, em que uma das suposições realizada para a relação constitutiva clássica (lei de Fick) não é feita: a densidade de corrente não mais é irrelevante se comparada `a taxa de colisão. Ao considerar esta hipótese, este novo modelo aqui apresentado se torna mais abrangente que o modelo fickiano clássico. Para manter o caráter geral do modelo é considerado um operador diferencial de ordem fracionaria em sua dedução, o que acresce ao modelo dois novos parâmetros: o tempo de relaxação e a ordem da derivada fracionária. Considerando este modelo, é realizada a dedução das equações de cinética de nêutrons, com ênfase na cinética pontual de nêutrons. A equação fracionária de cinética pontual de nêutrons é resolvida analiticamente através do método da decomposição, a fim de estudar o novo modelo minimizando os erros numéricos. Os resultados obtidos através desta metodologia são comparados com os resultados clássicos em diversos casos, com a finalidade de analisar a influência dos parâmetros fracionários no modelo. / The objective of this work is to make an analysis about the neutron kinetics using a recent model on the literature. This new model involves a new constitutive relation between the neutron current and the neutron scalar flux, in which one of the simplifications made to find the classical constitutive relation (Fick’s law) is not considered: the current density no longer is irrelevant as compared to the collision rate. By considering this hypothesis, this new model here presented becomes more general than the classic fickian model. In order to keep the general property of the model, a differential operator with fractional order is considered in its deduction, which adds two new parameters to the model: the relaxation time and the fractional derivative order. Considering this model, the neutron kinetics equations are deduced, with emphasis on the neutron point kinetics. The neutron point kinetic equation is analytically solved by the Adomian’s decomposition method, in order to study the new model minimizing numerical errors. The results obtained by this methodology are compared to the classic results in several cases, in order to analyse the fractional parameters influences to the model.

O objetivo desta tese é introduzir uma nova metodologia para a cinética bidimensional multi- grupo de difusão de nêutrons em reatores nucleares. A metodologia apresentada usa uma aproximação polinomial em um domínio homogêneo retangular com condições de contornos não homogêneas. Como ela consiste em uma série de Taylor truncada, sua estimativa de erro varia de acordo com o tamanho do retângulo. Os coeficientes são obtidos principalmente pelas suas relações com o termo independente, que _e determinado pela equação diferencial. Estas relações são obtidas apenas pelas condições de contorno, e é demonstrado serem linearmente independentes. Um esquema numérico é feito para assegurar uma rápida convergência. Estes procedimentos feitos para um retângulo homogêneo são feitos para construir soluções para problemas de autovalor e dependentes do tempo de geometria ortogonal global com parâmetros seccionalmente constantes pelo método iterativo SOR. O autovalor dominante e sua autofunção são obtidos pelo método da potência no problema de autovalor. A solução para casos dependentes do tempo usam o método de Euler modificado na variável tempo. Quatro casos-teste clássicos são considerados para ilustração. / The objective of this thesis is to introduce a new methodology for two{dimensional multi{ group neutron diffusion kinetics in a reactor core. The presented methodology uses a polyno- mial approximation in a rectangular homogeneous domain with non{homogeneous boundary conditions. As it consists on a truncated Taylor series, its error estimates varies with the size of the rectangle. The coefficients are obtained mainly by their relations with the independent term, which is determined by the differential equation. These relations are obtained by the boundary conditions only, and these relations are proven linear independent. A numerical scheme is made to assure faster convergence. The procedures done for one homogeneous rectangle are used to construct the solution of global orthogonal geometry with step{wise constant parameters steady state and time dependent problems by the iterative SOR algo- rithm. The dominant eigenvalue and its eigenfunction are obtained by the power method in the eigenvalue problem. The solution for the time dependent cases uses the modi ed Euler method in the time variable. Four classic test cases are considered for illustration.

O objetivo deste trabalho é realizar uma análise sobre a cinética de nêutrons utilizando um modelo fracionário, recente na literatura. Este novo modelo envolve uma nova relação constitutiva entre a corrente de nêutrons e o fluxo escalar de nêutrons, em que uma das suposições realizada para a relação constitutiva clássica (lei de Fick) não é feita: a densidade de corrente não mais é irrelevante se comparada `a taxa de colisão. Ao considerar esta hipótese, este novo modelo aqui apresentado se torna mais abrangente que o modelo fickiano clássico. Para manter o caráter geral do modelo é considerado um operador diferencial de ordem fracionaria em sua dedução, o que acresce ao modelo dois novos parâmetros: o tempo de relaxação e a ordem da derivada fracionária. Considerando este modelo, é realizada a dedução das equações de cinética de nêutrons, com ênfase na cinética pontual de nêutrons. A equação fracionária de cinética pontual de nêutrons é resolvida analiticamente através do método da decomposição, a fim de estudar o novo modelo minimizando os erros numéricos. Os resultados obtidos através desta metodologia são comparados com os resultados clássicos em diversos casos, com a finalidade de analisar a influência dos parâmetros fracionários no modelo. / The objective of this work is to make an analysis about the neutron kinetics using a recent model on the literature. This new model involves a new constitutive relation between the neutron current and the neutron scalar flux, in which one of the simplifications made to find the classical constitutive relation (Fick’s law) is not considered: the current density no longer is irrelevant as compared to the collision rate. By considering this hypothesis, this new model here presented becomes more general than the classic fickian model. In order to keep the general property of the model, a differential operator with fractional order is considered in its deduction, which adds two new parameters to the model: the relaxation time and the fractional derivative order. Considering this model, the neutron kinetics equations are deduced, with emphasis on the neutron point kinetics. The neutron point kinetic equation is analytically solved by the Adomian’s decomposition method, in order to study the new model minimizing numerical errors. The results obtained by this methodology are compared to the classic results in several cases, in order to analyse the fractional parameters influences to the model.

O objetivo deste trabalho é realizar uma análise sobre a cinética de nêutrons utilizando um modelo fracionário, recente na literatura. Este novo modelo envolve uma nova relação constitutiva entre a corrente de nêutrons e o fluxo escalar de nêutrons, em que uma das suposições realizada para a relação constitutiva clássica (lei de Fick) não é feita: a densidade de corrente não mais é irrelevante se comparada `a taxa de colisão. Ao considerar esta hipótese, este novo modelo aqui apresentado se torna mais abrangente que o modelo fickiano clássico. Para manter o caráter geral do modelo é considerado um operador diferencial de ordem fracionaria em sua dedução, o que acresce ao modelo dois novos parâmetros: o tempo de relaxação e a ordem da derivada fracionária. Considerando este modelo, é realizada a dedução das equações de cinética de nêutrons, com ênfase na cinética pontual de nêutrons. A equação fracionária de cinética pontual de nêutrons é resolvida analiticamente através do método da decomposição, a fim de estudar o novo modelo minimizando os erros numéricos. Os resultados obtidos através desta metodologia são comparados com os resultados clássicos em diversos casos, com a finalidade de analisar a influência dos parâmetros fracionários no modelo. / The objective of this work is to make an analysis about the neutron kinetics using a recent model on the literature. This new model involves a new constitutive relation between the neutron current and the neutron scalar flux, in which one of the simplifications made to find the classical constitutive relation (Fick’s law) is not considered: the current density no longer is irrelevant as compared to the collision rate. By considering this hypothesis, this new model here presented becomes more general than the classic fickian model. In order to keep the general property of the model, a differential operator with fractional order is considered in its deduction, which adds two new parameters to the model: the relaxation time and the fractional derivative order. Considering this model, the neutron kinetics equations are deduced, with emphasis on the neutron point kinetics. The neutron point kinetic equation is analytically solved by the Adomian’s decomposition method, in order to study the new model minimizing numerical errors. The results obtained by this methodology are compared to the classic results in several cases, in order to analyse the fractional parameters influences to the model.