Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:16Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:21Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Doses absorvidas e doses efetivas podem ser calculadas utilizando códigos computacionais de transporte de radiação. A qualidade desses cálculos depende dos dados nucleares, no entanto, são raras as informações sobre as diferenças nas doses causadas por diferentes bibliotecas. O objetivo desse estudo é comparar os valores de dose (absorvida e efetiva) obtidos utilizando diferentes bibliotecas de dados nucleares devido a uma fonte externa de nêutrons na faixa de 10-11 a 20 MeV. As bibliotecas de dados nucleares são: JENDL 4.0, JEFF 3.1.1 e ENDF/B-VII.0. Cálculos de doses foram realizados utilizando o código MCNPX considerando o modelo antropomórfico da ICRP-110. As diferenças nos valores das doses absorvidas utilizando as bibliotecas JEFF 3.1.1 e a ENDF/B.VII são pequenas, em torno de 1%, porém os resultados obtidos com a JENDL 4.0 apresentam diferenças de até 85 % compara aos resultados da ENDF/B-VII.0 e JEFF 3.1.1. Diferenças nas doses efetivas são em torno de 1,5% entre ENDF/B-VII.0 e JEFF 3.1.1, e 11 % entre ENDF/B-VII.0 e JENDL 4.0. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:26:15Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:38Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta um estudo da Física dos Sistemas dirigidos por Fontes Externas (ADS). É apresentada a definição de alguns parâmetros estáticos e cinéticos da Física do reator que são importantes na avaliação e definição destes sistemas. O objetivo é demonstrar que há diferenças nestes parâmetros quando o sistema está no nível crítico ou subcrítico. Além disso, o trabalho mostra as diferenças observadas nos parâmetros para diferentes modelos de cálculo. São mostradas nesta dissertação duas metodologias de cálculo: Gandini&Salvatores e Dulla e são calculados alguns destes parâmetros utilizando as duas metodologias. O código determinístico de transporte ANISN é utilizado no cálculo destes parâmetros. Numa configuração subcrítica do Reator IPEN/MB-01 dirigido por uma fonte externa de nêutrons são calculados alguns parâmetros físicos. No final do trabalho são apresentadas as conclusões obtidas através destes cálculos. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Basierend auf dem Reaktordynamikcode DYN3D für LWR, wurde die Codeversion DYN3D-HTR für das Blockkonzept eines graphit-moderierten, helium-gekühlten Hochtemperaturreaktors entwickelt. Diese Entwicklung umfasst die: • methodische Weiterentwicklung der 3D stationären Neutronenflussberechnung für hexagonale Geometrie (HTR-Brennelement-Blöcke), • Generierung von Wirkungsquerschnittsdaten unter Berücksichtigung der doppelten Heterogenität, • Modellierung der Wärmeleitung und des Wärmetransports in der Graphitmatrix. Die nodale SP3-Neutronentransport-Methode in DYN3D wurde auf hexagonale Brennelementgeometrie erweitert. Es wird eine Unterteilung der Hexagone in Dreiecke vorgenommen, so dass die Verfeinerung hexagonaler Strukturen untersucht werden kann. Die Verifikation erfolgte durch Vergleiche mit Monte-Carlo-Referenzlösungen. Für die Behandlung der doppelten Heterogenität der Brennelementstruktur bei Homogenisierung der Wirkungsquerschnitte wurden neue Methoden entwickelt. Zum einen wurde ein zweistufiges Homogenisierungsverfahren basierend auf der Methode der sog. Reactivity Equivalent Transformation (RPT) weiterentwickelt. Zum anderen ermöglichte die Verfügbarkeit des neuen Monte-Carlo-Codes SERPENT die Anwendung eines einstufigen Verfahrens, wobei die 3D heterogenen Strukturen in einem Rechenschritt konsistent erfasst werden können. Weiterhin wur-de in DYN3D ein 3D Wärmeleitungsmodell implementiert, das den radialen und axialen Wärmetransport in der Graphitmatrix beschreiben kann. DYN3D-HTR wurde schließlich anhand der Testfälle für Reaktivitätstransienten erprobt. Die Verifikation erfolgte durch Vergleich zwischen 3D und 1D Berechnung der Wärmeleitung. Schließlich wurde DYN3D mit dem CFD-Code ANSYS-CFX gekoppelt, um auch dreidimensionale Strömungen in Reaktorkernen berechnen zu können. Der Kern wird als poröser Körper modelliert. Die Kopplung wurde an anhand von 2 Testbeispielen, dem Auswurf eines Steuerstabes und einer lokalen Strömungsblockade in einem Brennelement, erprobt.

<p>The broad implementation of three-dimensional full-core modeling, with pin-resolved detail, for computational simulation and analysis of nuclear reactors highlights the importance of accuracy and efficiency in simulation codes for accurate and precise analysis. The primary objective of this dissertation is to develop a high-fidelity code capable of solving time-dependent neutron transport problems with 3D whole-core pin-resolved detail in nuclear reactor cores. Additionally, the dissertation explores the optimization of the code's parallelism to enhance its computational efficiency. To reduce the computational intensity associated with the direct 3D calculation of the neutron transport equation, a high-fidelity neutron transport code called PANDAS-MOC is developed using the 2D/1D approach. The 2D radial solution is obtained using the 2D Method of Characteristics (MOC), the axial 1D solution is determined through the Nodal Expansion Method (NEM), and then two solutions are coupled using transverse leakages to find the 3D solution. The convergence of the iterative scheme is accelerated using the multi-level coarse finite different mesh (ML-CMFD) technique. The code's validation and verification are carried out using the C5G7-TD benchmark exercises.</p> <p><br></p> <p>The significant and innovative aspect of this work involves parallelizing and optimizing the PANDAS-MOC code. Three parallel models are developed and evaluated based on the distributed memory and shared memory architecture: MPI parallel model (PMPI), Segment OpenMP threading hybrid model (SGP), and Whole-code OpenMP threading hybrid model (WCP). When computing the steady state of the C5G7 3D core with the same resources, the obtained speedup relationship between the three models is PMPI \(>\) WCP \(>\) SGP, whereas the WCP model only consumed 60\% of the memory of the PMPI model. Furthermore, the hybrid reduction in the ML-CMFD solver and the parallelism design of the MOC sweep are significant issues that decreased the speedup of WCP. Therefore, this study also addresses further optimizations of these two modules.</p> <p><br></p> <p>Concerning the MOC parallelism, two improvements are discussed: No-atomic schedule and Additional Axial Decomposition (AAD) parallelism. The No-atomic schedule evenly distributed the workload among threads and removes the \textit{omp atomic} clause from the code by predefining the MOC calculation sequence for each launched OpenMP thread while ensuring a thread-safe parallel environment. It can significantly reduce the calculation time and improve parallel efficiency. Furthermore, AAD divides the axial layers and OpenMP threads into multiple groups and restricts each thread to work on the layers designated to the same group. </p> <p>Meanwhile, Flag-Save-Update reduction is designed to increase the computational efficiency of the hybrid MPI/OpenMP reduction operations in the ML-CMFD module. It is accomplished by using the global arrays and status flags and establishing a tree configuration of all threads, and it includes no implicit and explicit barriers. In the case of the C5G7 3D core, the parallel efficiency of the MOC solver is about 0.872 when using 32 threads (=\#MPI \(\times\)\#OpenMP), and the Flag-Save-Update reduction yielded better speedup than the traditional hybrid MPI/OpenMP reduction, and its superiority is more obvious as more OpenMP threads are utilized. As a result, the WCP model outperforms the PMPI model for the overall steady-state calculation.</p> <p><br></p> <p>This research also investigates parallelizable preconditioners to accelerate the convergence of the generalized minimal residual method (GMRES) in the CMFD solver. Preconditioners such as Incomplete LU factorization (ILU), Symmetric Successive Over-relaxation (SOR), and Reduced Symmetric Successive Over-Relaxation (RSOR), are implemented in PANDAS-MOC. Except for RSOR, others are unsuitable for hybrid MPI/OpenMP parallel machines due to their inherent sequential nature and dependency on computation order. Their counterparts using the Red-Black ordering algorithm, namely RB-SOR, RB-RSOR, and RB-ILU, are formatted and examined on benchmark reactors such as TWIGL-2D, C5G7-2D, C5G7-3D, and their corresponding subplane models (TWIGL-2D(5S), C5G7-2D(5S), C5G7-3D(5S)), with relaxed convergence criteria (\(10^{-3}\)). Results show that all preconditioners significantly reduce the required number of iterations to converge the GMRES solutions, and RB-SOR is the best one for most reactors. In the case of C5G7-3D(5S), preconditioners exhibit similar sublinear speedup but demonstrate varying runtimes across all tests for both MG-GMRES and 1G-GMRES. However, the speedup results in 1G-GMRES are more than twice as high as those in MG-GMRES. RB-RSOR has an optimal efficiency of 0.6967 at (4,8), while RB-SOR and RB-ILU have optimal efficiencies of 0.6855 and 0.7275 at (32,1), respectively.</p>

[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 / TESIS

Fundação Carlos Chagas Filho de Amparo a Pesquisa do Estado do Rio de Janeiro / Como eventos de fissão induzida por nêutrons não ocorrem nas regiões nãomultiplicativas de reatores nucleares, e.g., moderador, refletor, e meios estruturais, essas regiões não geram potência e a eficiência computacional dos cálculos globais de reatores nucleares pode portanto ser aumentada eliminando os cálculos numéricos explícitos no interior das regiões não-multiplicativas em torno do núcleo ativo. É discutida nesta dissertação a eficiência computacional de condições de contorno aproximadas tipo albedo na formulação de ordenadas discretas (SN) para problemas de autovalor a dois grupos de energia em geometria bidimensional cartesiana. Albedo, palavra de origem latina para alvura, foi originalmente definido como a fração da luz incidente que é refletida difusamente por uma superfície. Esta palavra latina permaneceu como o termo científico usual em astronomia e nesta dissertação este conceito é estendido para reflexão de nêutrons. Este albedo SN nãoconvencional substitui aproximadamente a região refletora em torno do núcleo ativo do reator, pois os termos de fuga transversal são desprezados no interior do refletor. Se o problema, em particular, não possui termos de fuga transversal, i.e., trata-se de um problema unidimensional, então as condições de contorno albedo, como propostas nesta dissertação, são exatas. Por eficiência computacional entende-se analisar a precisão dos resultados numéricos em comparação com o tempo de execução computacional de cada simulação de um dado problema-modelo. Resultados numéricos para dois problemas-modelo com de simetria são considerados para ilustrar esta análise de eficiência. / As neutron fission events do not take place in the non-multiplying regions of nuclear reactors, e.g., moderator, reflector, and structural core, these regions do not generate power and the computational efficiency of nuclear reactor global calculations can hence be improved by eliminating the explicit numerical calculations within the non-multiplying regions around the active domain. Discussed here is the computational efficiency of approximate discrete ordinates (SN) albedo boundary conditions for two-energy group eigenvalue problems in X,Y geometry. Albedo, the Latin word for whiteness, was originally defined as the fraction of incident light reflected diffusely by a surface. This Latin word has remained the usual scientific term in astronomy and in this dissertation this concept is extended for the reflection of neutrons. The non-standard SN albedo substitutes approximately the reflector region around the active domain, as we neglect the transverse leakage terms within the nonmultiplying reflector. Should the problem have no transverse leakage terms, i.e., onedimensional slab geometry, then the offered albedo boundary conditions are exact. By computational efficiency we mean analyzing the accuracy of the numerical results versus the CPU execution time of each run for a given model problem. Numerical results to two symmetric test problems are shown to illustrate this efficiency analysis.

Fundação Carlos Chagas Filho de Amparo a Pesquisa do Estado do Rio de Janeiro / Como eventos de fissão induzida por nêutrons não ocorrem nas regiões nãomultiplicativas de reatores nucleares, e.g., moderador, refletor, e meios estruturais, essas regiões não geram potência e a eficiência computacional dos cálculos globais de reatores nucleares pode portanto ser aumentada eliminando os cálculos numéricos explícitos no interior das regiões não-multiplicativas em torno do núcleo ativo. É discutida nesta dissertação a eficiência computacional de condições de contorno aproximadas tipo albedo na formulação de ordenadas discretas (SN) para problemas de autovalor a dois grupos de energia em geometria bidimensional cartesiana. Albedo, palavra de origem latina para alvura, foi originalmente definido como a fração da luz incidente que é refletida difusamente por uma superfície. Esta palavra latina permaneceu como o termo científico usual em astronomia e nesta dissertação este conceito é estendido para reflexão de nêutrons. Este albedo SN nãoconvencional substitui aproximadamente a região refletora em torno do núcleo ativo do reator, pois os termos de fuga transversal são desprezados no interior do refletor. Se o problema, em particular, não possui termos de fuga transversal, i.e., trata-se de um problema unidimensional, então as condições de contorno albedo, como propostas nesta dissertação, são exatas. Por eficiência computacional entende-se analisar a precisão dos resultados numéricos em comparação com o tempo de execução computacional de cada simulação de um dado problema-modelo. Resultados numéricos para dois problemas-modelo com de simetria são considerados para ilustrar esta análise de eficiência. / As neutron fission events do not take place in the non-multiplying regions of nuclear reactors, e.g., moderator, reflector, and structural core, these regions do not generate power and the computational efficiency of nuclear reactor global calculations can hence be improved by eliminating the explicit numerical calculations within the non-multiplying regions around the active domain. Discussed here is the computational efficiency of approximate discrete ordinates (SN) albedo boundary conditions for two-energy group eigenvalue problems in X,Y geometry. Albedo, the Latin word for whiteness, was originally defined as the fraction of incident light reflected diffusely by a surface. This Latin word has remained the usual scientific term in astronomy and in this dissertation this concept is extended for the reflection of neutrons. The non-standard SN albedo substitutes approximately the reflector region around the active domain, as we neglect the transverse leakage terms within the nonmultiplying reflector. Should the problem have no transverse leakage terms, i.e., onedimensional slab geometry, then the offered albedo boundary conditions are exact. By computational efficiency we mean analyzing the accuracy of the numerical results versus the CPU execution time of each run for a given model problem. Numerical results to two symmetric test problems are shown to illustrate this efficiency analysis.

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-12-21T11:30:16Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-12-21T11:30:16Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O sucesso de uma radioterapia depende do correto planejamento da dose a ser entregue ao volume alvo. Na braquiterapia, modalidade da radioterapia onde um radioisótopo selado é implantado intracavitariamente ou intersticialmente no paciente, há menos avanços em sistemas de planejamento de tratamento computacionais do que na teleterapia, amplamente mais utilizada nos serviços típicos. Porém, a braquiterapia, quando aplicável, é preferível por poupar tecidos sadios vizinhos de uma dose desnecessária. O AMIGOBrachy, um sistema de planejamento para braquiterapia de interface amigável, compatibilidade com outros sistemas comerciais em uso e integrado ao código MCNP6 (Monte Carlo N-Particle Transport Code v. 6) foi desenvolvido no Centro de Engenharia Nuclear do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (CEN-IPEN) e atualmente está em processo de validação. Este trabalho contribuiu para este processo, avaliando três diferentes casos clínicos através do AMIGOBrachy com o formalismo do TG43 da AAPM (Associação Americana de Física Médica), protocolo que rege a dosimetria em braquiterapia, e comparando seus resultados com as distribuições de dose calculadas por outros sistemas comerciais consagrados: Varian BrachyVision TM (Varian Medical Systems; Palo Alto, CA, EUA) e Nucletron Oncentra® (Elekta; Estocolmo, Suécia). Os resultados obtidos estão dentro de uma faixa de concordância de ±10%, estando mais discrepantes em regiões muito próximas do aplicador, onde os sistemas de planejamento comerciais e o AMIGOBrachy divergem devido aos diferentes métodos de cálculo. Em pelo menos dois terços da região de interesse, porém, a dose concordou em uma faixa de ±3% para os três casos. Também foram realizadas simulações utilizando o formalismo do TG186 da AAPM, que considera heterogeneidades no tecido, para avaliar o impacto dos mesmos na dose. Em adição ao processo de validação, também foi realizado um estudo em braquiterapia oftálmica para posterior inserção de um módulo adicional ao AMIGOBrachy; para isso, um modelo de olho humano foi desenvolvido utilizando geometria UM (Unstructured Mesh), para validação com o código MCNP6, que apenas nesta versão demonstra um novo recurso capaz de simular uma geometria híbrida: parcialmente analítica, parcialmente UM. O modelo considera dez diferentes estruturas no olho humano: esclera, coroide, retina, corpo vítreo, córnea, câmara anterior, lente, nervo óptico, parede do nervo óptico, e um tumor definido de forma arbitrária crescendo da superfície externa do globo ocular em direção ao seu centro. Os resultados foram comparados com um modelo de olho puramente analítico modelado com o MCNP6 e tomado como referência. Os resultados foram satisfatórios em todas as simulações desenvolvidas, exceto para as estruturas do nervo óptico e sua parede, que devido ao seu pequeno tamanho e distância da fonte, mostraram erros relativos maiores, mas ainda menores que 10%, e não representam problema de preocupação clínica uma vez que recebem doses muito pequenas. Discutiu-se também a eficácia e problemas encontrados nessa nova capacidade do código MCNP de simular geometrias híbridas, uma vez que é recente e ainda apresenta deficiências, que tiveram que ser contornadas no presente trabalho. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Mery Piedad Zamudio Igami (mery@ipen.br) on 2017-03-10T16:45:35Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-03-10T16:45:35Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP) / O presente estudo foi realizado para verificar a possibilidade de redução do núcleo do reator IEA-R1 do IPEN/CNEN-SP. Cálculos neutrônicos foram desenvolvidos para um conjunto de novas configurações para que, a posteriori, a análise termo-hidráulica e de segurança pudessem ser realizadas. As novas configurações analisadas são menores por diversos motivos, como obter uma melhor utilização do combustível, melhor distribuição dos fluxos de nêutrons, dentre outros. Para que se possa atingir tais configurações, a densidade de Urânio no combustível deve ser aumentada. Neste estudo, combustíveis de U3Si2-Al com 4,8gU/cm3 foram testados e novos núcleos para o reator IEA-R1 foram propostos e discutidos. A análise neutrônica não impõe restrições aos núcleos estudados. A análise termohidráulica mostrou que as margens de segurança e os perfis de temperatura ao longo das placas combustíveis não excedem os limites de projeto. Os coeficientes de temperatura obtidos para os novos núcleos, no caso isotérmico, são todos negativos, conforme desejado. A queima mostrou que núcleos supercompactos não apresentam excesso de reatividade suficiente para o funcionamento dos mesmo, ao se utilizar combustíveis com 4,8gU/cm3. Um APR (Acidente de Perda de Refrigerante) foi simulado para os núcleos remanescentes. A ruptura da fronteira do primário se mostrou o acidente mais crítico, devido ao curto tempo para o esvaziamento completo da piscina do reator. As temperaturas atingidas após o descobrimento foram calculadas e não excedem aquelas cujos valores propiciam empolamento nas placas combustíveis (475 °! a 550 °!), uma vez que se obedeça os tempos de esvaziamento seguro da piscina para as novas configurações. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear ) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP / FAPESP: 11/17090-7

Les schémas de calcul déterministes permettent une modélisation à moindre coût du comportement de la population de neutrons en réacteur, mais sont traditionnellement construits sur des approximations (décomposition réseau/cœur, homogénéisation spatiale et énergétique…). La thèse revient sur une partie de ces sources d’erreur, de façon à rapprocher la méthode déterministe d’un schéma de référence. L’objectif est de profiter des architectures informatiques modernes (HPC) pour résoudre le problème neutronique à l’échelle du cœur 3D, tout en préservant l’opérateur de transport et une partie des hétérogénéités de la géométrie. Ce travail est réalisé au sein du solveur cœur Sn Minaret de la plateforme de calcul Apollo3® pour des réacteurs à neutrons rapides.Une méthode de décomposition de domaine en espace, est retenue. L'idée consiste à décomposer un problème de grande dimension en sous-problèmes "indépendants" de taille réduite. La convergence vers la solution globale est assurée par échange de flux angulaires entre sous-domaines au cours d'un processus itératif. En favorisant un recours massif au parallélisme, les méthodes de décomposition de domaine contribuent à lever les contraintes en mémoire et temps de calcul. La mise en place d'un parallélisme hybride, couplant les technologies MPI et OpenMP, est en particulier propice au passage sur supercalculateur. Une méthode d'accélération de type Coarse Mesh Rebalance  est ajoutée pour pallier à la pénalité de convergence constatée sur la méthode de décomposition de domaine. Le potentiel du nouveau schéma est finalement mis en évidence sur un coeur CFV 3D, construit en préservant l'hétérogénéité des assemblages absorbants. / Deterministic calculation schemes are devised to numerically solve the neutron transport equation in nuclear reactors. Dealing with core-sized problems is very challenging for computers, so much that the dedicated core codes have no choice but to allow simplifying assumptions (assembly- then core-scale steps…). The PhD work aims to correct some of these ‘standard’ approximations, in order to get closer of reference calculations: thanks to important increases in calculation capacities (HPC), nowadays one can solve 3D core-sized problems, using both high mesh refinement and the transport operator. Developments were performed inside the Sn core solver Minaret, from the new CEA neutronics platform Apollo3® for fast neutrons reactors of the CFV-kind.This work focuses on a Domain Decomposition Method in space. The fundamental idea involves splitting a core-sized problem into smaller and 'independent' subproblems. Angular flux is exchanged between adjacent subdomains. In doing so, all combined subproblems converge to the global solution at the outcome of an iterative process. Domain decomposition is well-suited to massive parallelism, allowing much more ambitious computations in terms of both memory requirements and calculation time. An hybrid MPI/OpenMP parallelism is chosen to match the supercomputers architecture. A Coarse Mesh Rebalance accelration technique is added to balance the convergence penalty observed using Domain Decomposition. The potential of the new calculation scheme is demonstrated on a 3D core of the CFV-kind, using an heterogeneous description of the absorbent rods.