A presente dissertação devolveu uma metodologia para determinar a probabilidade de escape de nêutrons conforme a energia e posição no reator. Para tanto, simulou-se um reator qualitativo semi-infinito de secção quadrada composto por três regiões homogêneas distintas. O domínio do reator foi subdividido em cem subcamadas concêntricas uniformes para a análise da fuga de nêutrons. Desta maneira, o nascimento de cada nêutron em cada camada foi registrado, bem como sua energia inicial. Os cálculos das trajetórias dos nêutrons foram efetuados usando o Método de Monte Carlo Físico. Assim, o código gerou a história paralela de 4x106 nêutrons, armazenando a energia final, posição final e fluxo angular na superfície. Desta forma, foi possível atribuir a probabilidade de escape de nêutrons provenientes de diferentes camadas conforme suas energias e posições iniciais. O método foi capaz de estabelecer o espectro de fuga, relações de dependência entre energia inicial e probabilidade de escape, além de observar que, sob certas condições, a probabilidade de escape possui crescimento exponencial ao longo do domínio. / This work presents a methodology to determine the neutron escape probability according to its energy and start position in the reactor. A semi-infinite qualitative reactor was simulated by a C++ program. This reactor has three distinct homogeneous regions. It was subdivided into hundred uniform concentric layers for a statistical analysis, allowing to record the birth and initial energy of each neutron in each layer. The neutron's path calculation was performed using Monte Carlo. The program generated 4x106 parallel neutron stories and has stored the final energy, position and angular flux. Thus, we determined the neutron escape probability from different layers. The method was able to estimate the leakage dependency with initial energy and position and it showed that the escape probability has a exponential growth tendency along the domain in certain conditions.

Recentemente, surgiu na literatura uma solução analítica das equações de cinética pontual que considera a reatividade como função do tempo, utilizando o método da decomposição. O presente trabalho dá um passo a frente, considerando as equações de cinética pontual em conjunto com efeitos de realimentação de temperatura. Mas, primeiro, uma breve introdução do modelo de cinética pontual e dos aspectos relevantes desta abordagem são apresentados. O trabalho prossegue acrescentando a realimentação de temperatura como uma perturbação de primeira ordem na equação reatividade, e através de manipulações algébricas, o conjunto de equações de cinética pontual passa a ser expresso como uma equação diferencial não linear de segunda ordem. Esta equação é, então, resolvida pelo método de decomposição, ou seja, expandindo as variáveis dependentes como séries infinitas, construindo-se então um sistema recursivo que permite calcular cada um dos termo destas séries. A não linearidade é tratada utilizando os polinômios Adomian. Os resultados aqui obtidos são comparados com a literatura, apresentando variações percentuais máximas da ordem de [0,1%]. Faz-se uma breve análise da convergência e da estabilidade da solução, usando um método baseado no critério de Lyapunov. / An analytical solution of the point kinetics equations to calculate reactivity as a function of time by the decomposition method has recently appeared in the literature. The present work goes one step forward, by considering the neutron point kinetics equations together with temperature feedback effects. But first, a brief introduction of the point kinetics model and the relevant aspects of this approach are presented. The work proceeds adding the temperature feedback as a first order perturbation in the reactivity equation, and using algebraic manipulation, the set of point kinetics equations becomes expressed as a non linear second order differential equation. This equation is then solved by the decomposition method, that is, expanding the dependent variables as infinite series, building a recursive system that allows the evaluation of each term of these series. The non linearity is treated using the Adomian polynomials. The results obtained are compared with literature, with maximum percentage changes of about [0,1%]. A brief analysis of the convergence and stability of the solution is made, using a method based on the Lyapunov criterion.

Estudamos neste trabalho as contribuições de 1-loop da eletrodinâmica quântica não-comutativa a altas temperaturas. Obtivemos as amplitudes de n-pontos por meio do método de diagramas de Feynman e mostramos que os mesmos resultados podem ser obtidos pelo método das equações de transporte de Boltzmann. Em paralelo estudamos as massas de blindagem que seguem do setor não-comutativo da teoria no limite estático, assim como a ação efetiva em 1-loop que gera todas as funções de n-pontos com índices espaciais. Também estudamos a quantização do campo de gauge no espaço não-comutativo pelo método do campo de fundo, obtendo uma generalização da base de ondas planas que se transforma covariantemente. / In this work we study the 1-loop contributions for noncommutative electrodynamics at high temperature. We calculate the n-point amplitudes by the Feynman diagrams method and we show that the same results can be obtained by the method of Boltzmann transport equations. We also study the screening mass derived from the noncommutative sector in the static limit case and the effective generating functional that determine all the amplitudes at one loop with spatial indices only. We quantize noncommutative QED by the background field gauge method and obtain a generalization of plane waves that transforms covariantly.

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.

Neste trabalho o transporte de nêutrons é simulado em materiais presentes no núcleo de reatores. O espectro de nêutrons é decomposto como uma soma de três distribuições de probabilidade. Duas das distribuições preservam sua forma com o tempo, mas não necessariamente sua integral. Uma das duas distribuições é devido ao espectro de fissão, isto é, altas energias de nêutrons, a outra é uma distribuição de Maxwell-Boltzmann para nêutrons de baixas energias (térmicos). A terceira distribuição tem uma forma a priori desconhecida e que pode variar com o tempo, sendo determinada a partir de uma simulação Monte Carlo com acompanhamento dos nêutrons e suas interações com dependência contínua de energia. Isto é obtido pela parametrização das seções de choque dos materiais do reator com funções contínuas, incluindo as regiões de ressonâncias resolvidas e não resolvidas. O objetivo deste trabalho é implementar efeitos de up-scattering através do tratamento estat ístico da população de nêutrons na distribuição térmica. O programa de simulação calcula apenas down-scattering, pois o cálculo do up-scattering microscópico aumenta signi_cativamente tempo de processamento computacional. Além de contornar esse problema, pode-se reconhecer que up-scattering é dominante na região de energia mais baixa do espectro, onde assume-se que as condições de equilíbrio térmico para nêutrons imersos em seu ambiente são válidas. A otimização pode, assim, ser atingida pela manutenção do espectro de Maxwell- Boltzmann, isto é, up-scattering é simulado por um tratamento estatístico da população de nêutrons. Esta simulação é realizada utilizando-se dependência energética contínua, e, como um primeiro caso a ser estudado assume-se um regime recorrente. As três distribuições calculadas são então utilizadas no código Monte Carlo para calcular os passos Monte Carlo subsequentes. / In this work the neutron transport is simulated in reactor core materials. The neutron spectrum is decomposed as a sum of three probability distributions. Two of the distributions preserve shape with time but not necessarily the integral. One of the two distributions is due to prompt ssion, i.e. high neutron energies and the second a Maxwell-Boltzmann distribution for low (thermal) neutron energies. The third distribution has an a priori unknown and possibly variable shape with time and is determined from a Monte Carlo simulation with tracking and interaction with continuous energy dependence. This is done by the parametrization of the material cross sections with continuous functions, including the resolved and unresolved resonances region. The objective of this work is to implement up-scattering e ects through the treatment of the neutron population in the thermal distribution. The simulation program only computes down-scattering, for the calculation of microscopic upscattering increases signi cantly computational processing time. In order to circumvent this problem, one may recognize that up-scattering is dominant towards the lower energy end of the spectrum, where we assume that thermal equilibrium conditions for neutrons immersed in their environment holds. The optimization may thus be achieved by the maintenance of the Maxwell-Boltzmann spectrum, i.e. up-scattering is simulated by a statistical treatment of the neutron population. This simulation is performed using continuous energy dependence, and as a rst case to be studied we assume a recurrent regime. The three calculated distributions are then used in the Monte Carlo code to compute the Monte Carlo steps with subsequent updates.

Na presente tese é resolvida a equação de difusão de nêutrons estacionária, bem como problemas de cinética, em geometria unidimensional cartesiana multi-região considerando o modelo de multigrupos de energia. Um dos objetivos e inovação neste trabalho é a obtenção de uma solução aproximada com estimativa de erro, controle de precisão e na forma de uma expressão analítica. Com esse tipo de solução não há a necessidade de recorrer a esquemas de interpolação, geralmente necessários em caso de discretizações do domínio. O fluxo de nêutrons é expandido em uma série de Taylor cujos coeficientes são encontrados utilizando a equação diferencial e as condições de contorno e interface. O domínio é dividido em várias células, cujo tamanho e o grau do polinômio são ajustáveis de acordo com a precisão requerida. Para resolver o problema de autovalor é utilizado o método da potência. A metodologia é aplicada em um benchmark que consiste na solução da equação de difusão como condição inicial e na solução de problemas de cinética para diferentes transientes. Os resultados são comparados com sucesso com resultados da literatura. A convergência da série é garantida pela aplicação de um raciocínio baseado no critério de Lipschitz para funções contínuas. Cabe ressaltar que a solução obtida, em conjunto com a análise da convergência, mostra a solidez e a precisão dessa metodologia. / In the present dissertation the one-dimensional neutron diffusion equation for stationary and kinetic problems in a multi-layer slab has been solved considering the multi-group energy model. One of the objectives and innovation in this work is to obtain an approximate solution with error estimation, accuracy control and in the form of an analytical expression. With this solution there is no need for interpolation schemes, which are usually needed in case of discretization of the domain. The neutron flux is expanded in a Taylor series whose coefficients are found using the differential equation and the boundary and interface conditions. The domain is divided into several layers, whose size and the polynomial order can be adjusted according to the required accuracy. To solve the eigenvalue problem the conventional power method has been used. The methodology is applied in a benchmark problem consisting of the solution of the diffusion equation as an initial condition and solving kinetic problems for different transients. The results are compared successfully with the ones in the literature. The convergence of the series is guaranteed by applying a criterion based on the Lipschitz criterion for continuous functions. Note that the solution obtained, together with the convergence analysis, shows the robustness and accuracy of this methodology.

Este Trabalho apresenta novas soluções exatas para as equações de Navier – Stokes transientes tridimensionais para escoamentos viscosos incompressíveis. Estas soluções são obtidas por meio de Split e Transformações Auto-Bäcklund. O procedimento de Split desacopla as equações de Navier – Stokes em dois sistemas de equações diferenciais parciais, um linear e outro não-linear, ambos não-homogêneos. O sistema linear, que contém somente termos viscosos e derivadas temporais, é resolvido via Transformações Auto-Bäcklund induzidas por relações de comutação, fornecendo o campo de velocidades. Os componentes do vetor velocidade são então substituídos no sistema não-linear a fim de obter o correspondente campo de pressões. A resolução do sistema não-linear para a pressão pode ser obtida tanto numericamente (via integração direta) quanto analiticamente, empregando a equação de Helmholtz. O objetivo do presente trabalho é encontrar expressões analíticas para o campo de velocidades e obter resultados numéricos para o campo de pressão associado. O caráter híbrido das soluções proporciona uma redução significativa do tempo de processamento requerido para a simulação de escoamentos viscosos, o qual praticamente se reduz ao tempo demandado para a tarefa de pós-processamento. Com esse objetivo em mente, foi desenvolvida uma formulação tridimensional escalar para a função corrente, a fim de reduzir o tempo requerido na tarefa mais dispendiosa de pós-processamento, a saber, o traçado das linhas de corrente em torno de corpos submersos de formato arbitrário. Neste estágio de desenvolvimento, esta formulação é empregada para produzir mapas de linhas de corrente para escoamentos viscosos em torno de uma esfera para números de Reynolds elevados. / This work presents new exact solutions to the unsteady three dimensional Navier-Stokes equations for incompressible viscous flows. These solutions are obtained by means of split and auto-Bäcklund transformations. The splitting procedure decouples the Navier-Stokes equations into a linear and a nonlinear inhomogeneous system of partial differential equations. The linear system, which contains only viscous terms and time derivatives, is solved via auto-Bäcklund transformations induced by commutation relations, furnishing the velocity field. The components of the velocity vector are then replaced into the nonlinear system to obtain the corresponding pressure field. The solution of the nonlinear system for the pressure variable can be carried out either numerically (by direct integration) or analytically, using the Helmholtz equation . The aim of the proposed work is to find analytical expressions for the velocity field and to obtain numerical results to the associated pressure field. The hybrid character of the solutions provides a significant reduction on the time processing required to simulate viscous flows, which virtually reduces to the time demanded to execute post-processing tasks. Taking this fact in mind, a three dimensional scalar formulation for the streamfunction was developed in order to simplify the most time-consuming post-processing task required, e.g., plotting the streamlines around arbitrary shaped bodies. At this stage of development, this formulation is employed to produce streamline maps for viscous flows around a sphere for high Reynolds numbers.

Neste trabalho, relatam-se soluções analíticas para as equações da cinética da teoria de difusão de nêutrons. Para a solução das equações da cinética pontual consideram-se seis grupos de precursores de nêutrons atrasados e assume-se reatividade variável como uma função arbitrária do tempo. A ideia principal consiste inicialmente na determinação da solução das equações da cinética pontual com reatividade constante apenas usando os resultados bem conhecidos para a solução de sistemas de equações diferenciais matriciais lineares de primeira ordem com entradas constantes. Com a aplicação do método de Decomposição, é possível transformar as equações da cinética pontual com reatividade variável com o tempo em um conjunto de problemas recursivos semelhantes às equações da cinética pontual com reatividade constante, o que pode ser resolvido diretamente com a técnica mencionada anteriormente. Para ilustração, apresentam-se simulações para as funções com reatividade constante, linear e senoidal, bem como comparações com resultados na literatura. Já com relação às equações da cinética espacial, consideram-se um e seis grupos de precursores de nêutrons atrasados, modelo multigrupo de energia, meio homogêneo e dimensões espaciais bi e tridimensionais. O formalismo do procedimento da solução é geral em relação ao número de grupos de energia, famílias de precursores de nêutrons atrasados e regiões com diferentes composições químicas. O fluxo rápido e térmico e as concentrações de nêutrons atrasados são expandidos em uma série de termos de autofunções que, pela aplicação da técnica da GITT, resulta em uma equação diferencial matricial de primeira ordem semelhante às equações de cinética pontual. Por esse motivo, a solução deste problema transformado segue o formalismo do método da Decomposição aplicado às equações da cinética pontual. Por fim, apresentam-se simulações numéricas e comparações com resultados disponíveis na literatura. / In this work we report analytical solutions for the neutron kinetics diffusion equations. For the solution of the point kinetics equations we consider six groups of delayed neutron precursors and assume that the reactivity is an arbitrary function of time. The main idea initially consists in the determination of the solution of the point kinetics equations with constant reactivity by just using the well-known results of the solution of systems of first-order linear ordinary differential equations in matrix form with constant matrix entries. Applying the decomposition method, we are able to transform the point kinetics equations with time dependent reactivity into a set of recursive problems similar to the point kinetics equations with constant reactivity, which can be directly solved by the above mentioned technique. For illustration, we also report simulations for constant, linear and sinusoidal reactivity time functions of time as well as comparisons with results published in the literature. As for the space kinetics equations we consider six groups of delayed neutron precursors, energy multigroup model, homogeneous media and two and three-dimensional geometries. The solution procedure formalism is general with respect to the number of energy groups, neutron precursor families and regions with different chemical compositions. The fast and thermal flux and the delayed neutron precursors concentrations are expanded in a series in terms of eigenfunctions that, upon insertion into the kinetics equation and upon taking moments, result in a first order linear differential matrix equation with source terms similar to the point kinetics equations. The solution of this transformed problem follows the formalism of the decomposition method applied to the point kinetics equations. We present numerical simulations and comparisons with available results in the literature.

Neste trabalho o transporte de nêutrons é simulado em materiais presentes no núcleo de reatores. O espectro de nêutrons é decomposto como uma soma de três distribuições de probabilidade. Duas das distribuições preservam sua forma com o tempo, mas não necessariamente sua integral. Uma das duas distribuições é devido ao espectro de fissão, isto é, altas energias de nêutrons, a outra é uma distribuição de Maxwell-Boltzmann para nêutrons de baixas energias (térmicos). A terceira distribuição tem uma forma a priori desconhecida e que pode variar com o tempo, sendo determinada a partir de uma simulação Monte Carlo com acompanhamento dos nêutrons e suas interações com dependência contínua de energia. Isto é obtido pela parametrização das seções de choque dos materiais do reator com funções contínuas, incluindo as regiões de ressonâncias resolvidas e não resolvidas. O objetivo deste trabalho é implementar efeitos de up-scattering através do tratamento estat ístico da população de nêutrons na distribuição térmica. O programa de simulação calcula apenas down-scattering, pois o cálculo do up-scattering microscópico aumenta signi_cativamente tempo de processamento computacional. Além de contornar esse problema, pode-se reconhecer que up-scattering é dominante na região de energia mais baixa do espectro, onde assume-se que as condições de equilíbrio térmico para nêutrons imersos em seu ambiente são válidas. A otimização pode, assim, ser atingida pela manutenção do espectro de Maxwell- Boltzmann, isto é, up-scattering é simulado por um tratamento estatístico da população de nêutrons. Esta simulação é realizada utilizando-se dependência energética contínua, e, como um primeiro caso a ser estudado assume-se um regime recorrente. As três distribuições calculadas são então utilizadas no código Monte Carlo para calcular os passos Monte Carlo subsequentes. / In this work the neutron transport is simulated in reactor core materials. The neutron spectrum is decomposed as a sum of three probability distributions. Two of the distributions preserve shape with time but not necessarily the integral. One of the two distributions is due to prompt ssion, i.e. high neutron energies and the second a Maxwell-Boltzmann distribution for low (thermal) neutron energies. The third distribution has an a priori unknown and possibly variable shape with time and is determined from a Monte Carlo simulation with tracking and interaction with continuous energy dependence. This is done by the parametrization of the material cross sections with continuous functions, including the resolved and unresolved resonances region. The objective of this work is to implement up-scattering e ects through the treatment of the neutron population in the thermal distribution. The simulation program only computes down-scattering, for the calculation of microscopic upscattering increases signi cantly computational processing time. In order to circumvent this problem, one may recognize that up-scattering is dominant towards the lower energy end of the spectrum, where we assume that thermal equilibrium conditions for neutrons immersed in their environment holds. The optimization may thus be achieved by the maintenance of the Maxwell-Boltzmann spectrum, i.e. up-scattering is simulated by a statistical treatment of the neutron population. This simulation is performed using continuous energy dependence, and as a rst case to be studied we assume a recurrent regime. The three calculated distributions are then used in the Monte Carlo code to compute the Monte Carlo steps with subsequent updates.