Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-11-06T15:19:18Z No. of bitstreams: 1 ZELMO RODRIGUES DE LIMA M.pdf: 1314418 bytes, checksum: 295c04b222fa836626b95e9f84cca5ae (MD5) / Made available in DSpace on 2017-11-06T15:19:18Z (GMT). No. of bitstreams: 1 ZELMO RODRIGUES DE LIMA M.pdf: 1314418 bytes, checksum: 295c04b222fa836626b95e9f84cca5ae (MD5) Previous issue date: 2000-10 / A equação da difusão de nêutrons, em geometria Cartesiana bidimensional para dois grupos de energia, com a presença de fonte fixa é resolvida aplicando-se um método de expansão em pseudo-harmônicos, com suporte na discretização nodal pelo método de expansão de fluxo (FEM) para grandezas médias. Para fins de comparação, o mesmo problema de fonte fixa foi resolvido através da discretização por diferenças finitas e, também para efeito de comparação, o cálculo do fluxo de nêutrons (problema de autovalor) foi feito tanto com o FEM quanto por diferenças finitas. O método de expansão em pseudo-harmônicos utilizado é parte da chamada versão alternativa do método perturbativo de pseudo-harmônicos e o problema de fonte fixa testado foi o de função auxiliar. Os resultados obtidos, para os casos testes realizados, mostram que o método desenvolvido para resolver problemas de fonte fixa é bastante preciso, quando comparado com diferenças finitas. / The two-group neutron diffusion equation, in two dimensional cartesian geometry, with fixed source is solved by using a pseudo-harmonics expansion method in connection to the flux expansion method of nodal discretization, based on average value. The same fixed source problem was solved by finite difference discretization and the results obtained were compared. The neutron flux associated with the eigenvalue problem was also solved by both methods (FEM and Finite Difference). The pseudo-harmonics expansion method employed is part of the alternative version of the pseudo-harmonics perturbation method and the fixed source problem tested was the “auxiliary function” problem. Results obtained for the test cases show that the method developed for solving fixed source problems is very accurate when compared to the finite difference method.

Um método de matriz resposta (RM) é descrito para gerar soluções numéricas livres de erros de truncamento espacial para problemas de transporte de nêutrons monoenergéticos e com fonte fixa, em geometria unidimensional na formulação de ordenadas discretas (SN). O método RM com esquema iterativo de inversão parcial por região (RBI) converge valores numéricos para os fluxos angulares nas fronteiras das regiões que coincidem com os valores da solução analítica das equações SN, afora os erros de arredondamento da aritmética finita computacional. Desenvolvemos um esquema numérico de reconstrução espacial, que fornece a saída para os fluxos escalares de nêutrons em qualquer ponto do domínio definido pelo usuário, com um passo de avanço também escolhido pelo usuário. Resultados numéricos são apresentados para ilustrar a precisão do presente método em cálculos de malha grossa. / Presented here is a response matrix (RM) method, which solves numerically fixedsource one-speed slab-geometry neutron transport problems in the discrete ordinates (SN) formulation. The numerical solutions are completely free from spatial truncation errors. Therefore, the RM method with the RBI iterative scheme converges numerical values for the region-edge angular fluxes, which coincide with the numerical values generated from the analytical solution, apart from computational finite arithmetic considerations. A spatial reconstruction scheme has also been developed to yield the detailed profile of the scalar flux using a fixed step defined by the code user. Numerical results are given to illustrate the offered methods accuracy.

Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico / Um método de Matriz Resposta (MR) é descrito para gerar soluções numéricas livres de erros de truncamento espacial para problemas multigrupo de transporte de nêutrons com fonte fixa e em geometria unidimensional na formulação de ordenadas discretas (SN). Portanto, o método multigrupo MR com esquema iterativo de inversão nodal parcial (NBI) converge valores numéricos para os fluxos angulares nas fronteiras das regiões que coincidem com os valores da solução analítica das equações multigrupo SN, afora os erros de arredondamento da aritmética finita computacional. É também desenvolvido um esquema numérico de reconstrução espacial, que fornece a saída para os fluxos escalares de nêutrons em cada grupo de energia em um intervalo qualquer do domínio definido pelo usuário, com um passo de avanço também escolhido pelo usuário. Resultados numéricos são apresentados para ilustrar a precisão do presente método em cálculos de malha grossa.

Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico / Um método espectronodal é desenvolvido para problemas de transporte de partículas neutras de fonte fixa, multigrupo de energia em geometria cartesiana na formulação de ordenadas discretas (SN). Para geometria unidimensional o método espectronodal multigrupo denomina-se método spectral Greens function (SGF) com o esquema de inversão nodal (NBI) que converge solução numérica para problemas SN multigrupo em geometria unidimensional, que são completamente livre de erros de truncamento espacial para ordem L de anisotropia de espalhamento desde que L < N. Para geometria X; Y o método espectronodal multigrupo baseia-se em integrações transversais das equações SN no interior dos nodos de discretização espacial, separadamente nas direções coordenadas x e y. Já que os termos de fuga transversal são aproximados por constantes, o método nodal resultante denomina-se SGF-constant nodal (SGF-CN), que é aplicado a problemas SN multigrupo de fonte fixa em geometria X; Y com espalhamento isotrópico. Resultados numéricos são apresentados para ilustrar a eficiência dos códigos SGF e SGF-CN e a precisão das soluções numéricas convergidas em cálculos de malha grossa. / A spectral nodal method is described for neutral particle energy multigroup fixed-source transport problems in cartesian geometry in the discrete ordinates (SN) formulation. For slab geometry the offered multigroup spectral nodal method is referred to as the spectral Greens function (SGF) method with the one-node block inversion (NBI) iterative scheme, which converges numerical solutions to multigroup slab-geometry SN problems, that are completely free from spatial truncation errors for scattering anisotropy of order L, provided L < N. For X; Y-geometry, the offered multigroup spectral nodal method is based on transverse integrations of the SN equations inside the discretization nodes, separately in x- and y- coordinate directions. Since the transverse-leakage terms are approximated by constants, the resulting nodal method is referred to as the multigroup SGF-contant nodal (SGF-CN) method, which is applied for multigroup X; Y-geometry fixed-source SN problems with isotropic scattering. Numerical results are presented to illustrate the efficiency of the SGF and SGF-CN codes and the accuracy of the converged numerical solutions in coarse-mesh calculations.

Um método de matriz resposta (RM) é descrito para gerar soluções numéricas livres de erros de truncamento espacial para problemas de transporte de nêutrons monoenergéticos e com fonte fixa, em geometria unidimensional na formulação de ordenadas discretas (SN). O método RM com esquema iterativo de inversão parcial por região (RBI) converge valores numéricos para os fluxos angulares nas fronteiras das regiões que coincidem com os valores da solução analítica das equações SN, afora os erros de arredondamento da aritmética finita computacional. Desenvolvemos um esquema numérico de reconstrução espacial, que fornece a saída para os fluxos escalares de nêutrons em qualquer ponto do domínio definido pelo usuário, com um passo de avanço também escolhido pelo usuário. Resultados numéricos são apresentados para ilustrar a precisão do presente método em cálculos de malha grossa. / Presented here is a response matrix (RM) method, which solves numerically fixedsource one-speed slab-geometry neutron transport problems in the discrete ordinates (SN) formulation. The numerical solutions are completely free from spatial truncation errors. Therefore, the RM method with the RBI iterative scheme converges numerical values for the region-edge angular fluxes, which coincide with the numerical values generated from the analytical solution, apart from computational finite arithmetic considerations. A spatial reconstruction scheme has also been developed to yield the detailed profile of the scalar flux using a fixed step defined by the code user. Numerical results are given to illustrate the offered methods accuracy.

Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico / Um método espectronodal é desenvolvido para problemas de transporte de partículas neutras de fonte fixa, multigrupo de energia em geometria cartesiana na formulação de ordenadas discretas (SN). Para geometria unidimensional o método espectronodal multigrupo denomina-se método spectral Greens function (SGF) com o esquema de inversão nodal (NBI) que converge solução numérica para problemas SN multigrupo em geometria unidimensional, que são completamente livre de erros de truncamento espacial para ordem L de anisotropia de espalhamento desde que L < N. Para geometria X; Y o método espectronodal multigrupo baseia-se em integrações transversais das equações SN no interior dos nodos de discretização espacial, separadamente nas direções coordenadas x e y. Já que os termos de fuga transversal são aproximados por constantes, o método nodal resultante denomina-se SGF-constant nodal (SGF-CN), que é aplicado a problemas SN multigrupo de fonte fixa em geometria X; Y com espalhamento isotrópico. Resultados numéricos são apresentados para ilustrar a eficiência dos códigos SGF e SGF-CN e a precisão das soluções numéricas convergidas em cálculos de malha grossa. / A spectral nodal method is described for neutral particle energy multigroup fixed-source transport problems in cartesian geometry in the discrete ordinates (SN) formulation. For slab geometry the offered multigroup spectral nodal method is referred to as the spectral Greens function (SGF) method with the one-node block inversion (NBI) iterative scheme, which converges numerical solutions to multigroup slab-geometry SN problems, that are completely free from spatial truncation errors for scattering anisotropy of order L, provided L < N. For X; Y-geometry, the offered multigroup spectral nodal method is based on transverse integrations of the SN equations inside the discretization nodes, separately in x- and y- coordinate directions. Since the transverse-leakage terms are approximated by constants, the resulting nodal method is referred to as the multigroup SGF-contant nodal (SGF-CN) method, which is applied for multigroup X; Y-geometry fixed-source SN problems with isotropic scattering. Numerical results are presented to illustrate the efficiency of the SGF and SGF-CN codes and the accuracy of the converged numerical solutions in coarse-mesh calculations.

Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico / Um método de Matriz Resposta (MR) é descrito para gerar soluções numéricas livres de erros de truncamento espacial para problemas multigrupo de transporte de nêutrons com fonte fixa e em geometria unidimensional na formulação de ordenadas discretas (SN). Portanto, o método multigrupo MR com esquema iterativo de inversão nodal parcial (NBI) converge valores numéricos para os fluxos angulares nas fronteiras das regiões que coincidem com os valores da solução analítica das equações multigrupo SN, afora os erros de arredondamento da aritmética finita computacional. É também desenvolvido um esquema numérico de reconstrução espacial, que fornece a saída para os fluxos escalares de nêutrons em cada grupo de energia em um intervalo qualquer do domínio definido pelo usuário, com um passo de avanço também escolhido pelo usuário. Resultados numéricos são apresentados para ilustrar a precisão do presente método em cálculos de malha grossa.