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Otimização aplicada ao planejamento de políticas de testes em sistemas nucleares por enxame de partículas

SIQUEIRA, Newton Norat 12 1900 (has links)
Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-01-15T11:33:15Z No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2006_02.pdf: 387445 bytes, checksum: 255065d79e3220f3ddfa7c2492d6f253 (MD5) / Made available in DSpace on 2014-01-15T11:33:15Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2006_02.pdf: 387445 bytes, checksum: 255065d79e3220f3ddfa7c2492d6f253 (MD5) Previous issue date: 2006 / Este trabalho apresenta uma nova abordagem para resolução de problemas de maximização da disponibilidade em sistemas eletro-mecânicos, submetidos a políticas de testes periódicos para supervisão e inspeção. A nova abordagem utiliza ferramenta de otimização recém desenvolvida, Particle Swarm Optimization (PSO) criada por Kennedy e Eberhart (2001), integrada a modelos probabilísticos. São resolvidos dois problemas envolvendo otimização de políticas de manutenção, o primeiro utiliza um sistema eletromecânico clássico hipotético, e o segundo utiliza o sistema de geradores a diesel de emergência da planta nuclear de Angra 1. Para ambos os casos, o PSO é comparado com o algoritmo genético (AG). Nos experimentos realizados, o PSO foi capaz de obter resultados comparáveis aos do AG, ou até, ligeiramente superiores. Entretanto, o algoritmo do PSO é mais simples e a convergência mais rápida, apontando para uma boa alternativa para solução desta classe de problemas. / This work shows a new approach to solve availability maximization problems in electromechanical systems, under periodic preventive schedules tests. This approach uses a new optimization tool called PSO developed by Kennedy and Eberhart (2001), Particle Swarm Optimization, integrated with probabilistic safety analisys model. Two maintenance optimization problems are solved by the proposed technique, the first one is a hypothetical electromechanical configuration and the second one is a real clase from a nuclear power plant (Emergency Diesel Generators). For both problem PSO is compared to a genetic algorithm (GA). In the experiments made, PSO was able to obtain results comparable or even slightly better than those obtained GA. Therefore, the PSO algorithm is simpler and it´s convergence is faster, indicating that PSO is a good alternative for solving such kind of problems
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Cálculo de dose absorvida em blindagens múltiplas, devido a nêutrons monoenergéticos, usando o método LTSN

Giacomazzi, Elizabethe Terezinha Pitt January 2000 (has links)
Neste trabalho a equação de transporte de nêutrons a um grupo de energia é resolvida pelo método L TSN, obtendo-se o fluxo escalar que é usado para determinar a taxa de dose absorvida em blindagens múltiplas, formadas por materiais diferentes. Simulações numéricas para as taxas de doses absorvidas, modelando os meios como puramente absorvedores e espalhadores isotrópicos e anisotrópicos, são apresentados para ordens de quadratura iguais a 60. Os valores numéricos obtidos mostram que o método é eficiente, obtendo-se resultados que apresentam comportamento físico adequado, indicando que a metodologia L TSN é uma ferramenta útil em cálculos de blindagens para nêutrons. / In this work the one-group transport equation for neutrons is solved by the L TSN method, obtaining the scalar flux that is used to determine the absorbed dose rate in heterogeneous shielding formed by different materiais. Numerical simulations for the absorbed dose rates, considering purely absorbing media, isotropic and anisotropic scattering, are reported for angular quadrature set order of 60. Numerical results show that the offered method is efficient, generates results which show to be physically consistent and indicates that the L TSN methodology is a useful tool for shielding calculations for neutrons.
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Cálculo de dose absorvida em blindagens múltiplas, devido a nêutrons monoenergéticos, usando o método LTSN

Giacomazzi, Elizabethe Terezinha Pitt January 2000 (has links)
Neste trabalho a equação de transporte de nêutrons a um grupo de energia é resolvida pelo método L TSN, obtendo-se o fluxo escalar que é usado para determinar a taxa de dose absorvida em blindagens múltiplas, formadas por materiais diferentes. Simulações numéricas para as taxas de doses absorvidas, modelando os meios como puramente absorvedores e espalhadores isotrópicos e anisotrópicos, são apresentados para ordens de quadratura iguais a 60. Os valores numéricos obtidos mostram que o método é eficiente, obtendo-se resultados que apresentam comportamento físico adequado, indicando que a metodologia L TSN é uma ferramenta útil em cálculos de blindagens para nêutrons. / In this work the one-group transport equation for neutrons is solved by the L TSN method, obtaining the scalar flux that is used to determine the absorbed dose rate in heterogeneous shielding formed by different materiais. Numerical simulations for the absorbed dose rates, considering purely absorbing media, isotropic and anisotropic scattering, are reported for angular quadrature set order of 60. Numerical results show that the offered method is efficient, generates results which show to be physically consistent and indicates that the L TSN methodology is a useful tool for shielding calculations for neutrons.
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Cálculo de dose absorvida em blindagens múltiplas, devido a nêutrons monoenergéticos, usando o método LTSN

Giacomazzi, Elizabethe Terezinha Pitt January 2000 (has links)
Neste trabalho a equação de transporte de nêutrons a um grupo de energia é resolvida pelo método L TSN, obtendo-se o fluxo escalar que é usado para determinar a taxa de dose absorvida em blindagens múltiplas, formadas por materiais diferentes. Simulações numéricas para as taxas de doses absorvidas, modelando os meios como puramente absorvedores e espalhadores isotrópicos e anisotrópicos, são apresentados para ordens de quadratura iguais a 60. Os valores numéricos obtidos mostram que o método é eficiente, obtendo-se resultados que apresentam comportamento físico adequado, indicando que a metodologia L TSN é uma ferramenta útil em cálculos de blindagens para nêutrons. / In this work the one-group transport equation for neutrons is solved by the L TSN method, obtaining the scalar flux that is used to determine the absorbed dose rate in heterogeneous shielding formed by different materiais. Numerical simulations for the absorbed dose rates, considering purely absorbing media, isotropic and anisotropic scattering, are reported for angular quadrature set order of 60. Numerical results show that the offered method is efficient, generates results which show to be physically consistent and indicates that the L TSN methodology is a useful tool for shielding calculations for neutrons.

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