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Modelagem computacional da estabilização de sistemas subcríticos segundo o modelo unidimensional de difusão de nêutrons monoenergéticos / Computational modeling of stabilization of subcritical systems according to the one-speed slab-geometry neutron diffusion equation

Odair Pinheiro da Silva 19 March 2014 (has links)
Fundação Carlos Chagas Filho de Amparo a Pesquisa do Estado do Rio de Janeiro / Um método numérico espectronodal (END) livre de erros de truncamento espacial é desenvolvido para problemas unidimensionais de difusão de nêutrons monoenergéticos em duas versões. Na versão de problemas de autovalor, o método gera soluções numéricas para o perfil do fluxo escalar e para o fator de multiplicação efetivo (k), que coincidem com a solução analítica dominante, afora os erros da aritmética finita computacional. Na versão de fonte fxa, o método também gera soluções numéricas analíticas para o problema de fonte fixa correspondente, onde a fonte de fissão, com dependência espacial, é obtida analiticamente, a partir da reconstrução espacial do fluxo escalar gerado pelo método END para problemas de autovalor. Alguns experimentos numéricos são apresentados para dois problemas modelos a fim de ilustrar a precisão do método.
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Modelagem computacional da estabilização de sistemas subcríticos segundo o modelo unidimensional de difusão de nêutrons monoenergéticos / Computational modeling of stabilization of subcritical systems according to the one-speed slab-geometry neutron diffusion equation

Odair Pinheiro da Silva 19 March 2014 (has links)
Fundação Carlos Chagas Filho de Amparo a Pesquisa do Estado do Rio de Janeiro / Um método numérico espectronodal (END) livre de erros de truncamento espacial é desenvolvido para problemas unidimensionais de difusão de nêutrons monoenergéticos em duas versões. Na versão de problemas de autovalor, o método gera soluções numéricas para o perfil do fluxo escalar e para o fator de multiplicação efetivo (k), que coincidem com a solução analítica dominante, afora os erros da aritmética finita computacional. Na versão de fonte fxa, o método também gera soluções numéricas analíticas para o problema de fonte fixa correspondente, onde a fonte de fissão, com dependência espacial, é obtida analiticamente, a partir da reconstrução espacial do fluxo escalar gerado pelo método END para problemas de autovalor. Alguns experimentos numéricos são apresentados para dois problemas modelos a fim de ilustrar a precisão do método.
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DYN3D version 3.2 - code for calculation of transients in light water reactors (LWR) with hexagonal or quadratic fuel elements - description of models and methods -

Grundmann, Ulrich, Rohde, Ulrich, Mittag, Siegfried, Kliem, Sören January 2005 (has links)
DYN3D is an best estimate advanced code for the three-dimensional simulation of steady-states and transients in light water reactor cores with quadratic and hexagonal fuel assemblies. Burnup and poison-dynamic calculations can be performed. For the investigation of wide range transients, DYN3D is coupled with system codes as ATHLET and RELAP5. The neutron kinetic model is based on the solution of the three-dimensional two-group neutron diffusion equation by nodal expansion methods. The thermal-hydraulics comprises a one- or two-phase coolant flow model on the basis of four differential balance equations for mass, energy and momentum of the two-phase mixture and the mass balance for the vapour phase. Various cross section libraries are linked with DYN3D. Systematic code validation is performed by FZR and independent organizations.

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