Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico / Nesta dissertação o método espectronodal SD-SGF-CN, cf. spectral diamond spectral Green's function - constant nodal, é utilizado para a determinação dos fluxos angulares médios nas faces dos nodos homogeneizados em domínio heterogêneo. Utilizando esses resultados, desenvolvemos um algoritmo para a reconstrução intranodal da solução numérica visto que, em cálculos de malha grossa, soluções numéricas mais localizadas não são geradas. Resultados numéricos são apresentados para ilustrar a precisão do algoritmo desenvolvido. / In this dissertation the spectral nodal method SD-SGF-CN, cf. spectral diamond spectral Green's function - constant nodal, is used to determine the angular fluxes averaged along the edges of the homogenized nodes in heterogeneous domains. Using these results, we developed an algorithm for the reconstruction of the node-edge average angular fluxes within the nodes of the spatial grid set up on the domain, since more localized numerical solutions are not generated by coarse-mesh numerical methods. Numerical results are presented to illustrate the accuracy of the algorithm we offer.

É presentada nesta dissertação uma análise espectral das equações de transporte de nêutrons, independente do tempo, em geometria unidimensional e bidimensional, na formulação de ordenadas discretas (SN), utilizando o modelo de uma velocidade e multigrupo, considerando meios onde ocorrem o fenômeno da fissão nuclear. Esta análise espectral constitui-se na resolução de problemas de autovalores e respectivos autovetores, e reproduz a expressão para a solução geral analítica local das equações SN (para geometria unidimensional) ou das equações nodais integradas transversalmente (geometria retangular bidimensional) dentro de cada região homogeneizada do domínio espacial. Com a solução geral local determinada, métodos numéricos, tais como os métodos de matriz de resposta SN, podem ser derivados. Os resultados numéricos são gerados por programas de computadores implementados em MatLab, versão 2012, a fim de verificar a natureza dos autovalores e autovetores correspondentes no espaço real ou complexo. / Presented in this dissertation is a spectral analysis of the neutron transport equations in the slab and X, Y geometry time-independent discrete ordinates formulation using the one-speed and multigroup model in neutron fission reacting media. This spectral analysis is bared on solving eigenvalue problems and yields the expression for the local general solution of the equations (for slab geometry) or of the transverse integrated nodal equations (for multidimensional rectangular geometry) within each homogenized region of the domain. With the local general solution so determined, a number of coarse-mesh numerical methods, such as the response matrix methods, can be derived. Numerical results are generated by computer program s implemented in MatLab, version 2012, in order to verify the nature of the eigenvalues and corresponding eigenvectors in real or complex space.

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 / A formulação explícita matricial desenvolvida nesta tese de doutorado foi proposta visando ser uma alternativa na solução de Problemas Inversos de estimativa de propriedades radiativas em meios participantes homogêneos unidimensionais usando a Equação de Transferência Radiativa para modelar a interação da radiação com o meio participante. A equação de transporte é formulada em forma matricial e o domínio angular é discretizado usando conceitos do método de ordenadas discretas e a expansão da função de fase do espalhamento anisotrópico em uma série de polinômios de Legendre. A formulação proposta consiste em uma formulação explícita para o problema inverso. Um arranjo apropriado das condições de contorno prescritas (fluxos incidentes) e dos fluxos emergentes nos contornos de uma placa permitem o cálculo direto do operador de transmissão, do operador albedo e do operador de colisão. A partir do operador de colisão calculado são obtidos os valores estimados dos coeficientes de extinção total e de espalhamento. São apresentadas as formulações para problemas em regime estacionário e em regime transiente, bem como os resultados para alguns casos-teste. / The explicit matrix formulation developed in the present thesis has been proposed as an alternative for the solution of Inverse Problems for radiative properties estimation in one-dimensional homogeneous participating media using Radiative transfer equation for the modeling of the radiation interaction with the participating medium. This transport equation is formulated in a matrix form and the angular domain is discretized using concepts of the discrete ordinates methods and the expansion of the function of phase function of anisotropic scattering in a series of Legendre polynomial. The formulation proposed consists on an explicit formulation for the inverse problem. An adequate assembly of the prescribed boundary conditions (incidents flux) and of the emerging flux at the boundaries of the slab allows the direct computation of the transmission, albedo and collision operators. From the computed collision operator estimated values for total extinction and scattering coefficients are obtained. The formulations for steady state and transient situations are presented, as well as test case results.

Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico / Nesta dissertação o método espectronodal SD-SGF-CN, cf. spectral diamond spectral Green's function - constant nodal, é utilizado para a determinação dos fluxos angulares médios nas faces dos nodos homogeneizados em domínio heterogêneo. Utilizando esses resultados, desenvolvemos um algoritmo para a reconstrução intranodal da solução numérica visto que, em cálculos de malha grossa, soluções numéricas mais localizadas não são geradas. Resultados numéricos são apresentados para ilustrar a precisão do algoritmo desenvolvido. / In this dissertation the spectral nodal method SD-SGF-CN, cf. spectral diamond spectral Green's function - constant nodal, is used to determine the angular fluxes averaged along the edges of the homogenized nodes in heterogeneous domains. Using these results, we developed an algorithm for the reconstruction of the node-edge average angular fluxes within the nodes of the spatial grid set up on the domain, since more localized numerical solutions are not generated by coarse-mesh numerical methods. Numerical results are presented to illustrate the accuracy of the algorithm we offer.

Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior / Desenvolvemos nesta dissertação um método híbrido direto para o cálculo do fator de desvantagem e descrição da distribuição do fluxo de nêutrons em sistemas combustível-moderador. Na modelagem matemática, utilizamos a equação de transporte de Boltzmann independente do tempo, considerando espalhamento linearmente anisotrópico no modelo monoenergético e espalhamento isotrópico no modelo multigrupo, na formulação de ordenadas discretas (SN), em geometria unidimensional. Desenvolvemos nesta dissertação um método híbrido direto para o cálculo do fator de desvantagem e descrição da distribuição do fluxo de nêutrons em sistemas combustível-moderador. Na modelagem matemática, utilizamos a equação de transporte de Boltzmann independente do tempo, considerando espalhamento linearmente anisotrópico no modelo monoenergético e espalhamento isotrópico no modelo multigrupo, na formulação de ordenadas discretas (SN), em geometria unidimensional. Descrevemos uma análise espectral das equações de ordenadas discretas (SN)a um grupo e a dois grupos de energia, onde seguimos uma analogia com o método de Case. Utilizamos, neste método, quadraturas angulares diferentes no combustível (NC) e no moderador (NM), onde em geral assumimos que NC > NM . Condições de continuidade especiais que acoplam os fluxos angulares que emergem do combustível (moderador) e incidem no moderador (combustível), foram utilizadas com base na equivalência entre as equações SN e PN-1, o que caracteriza a propriedade híbrida do modelo proposto. Sendo um método híbrido direto, utilizamos as NC + NM equações lineares e algébricas constituídas pelas (NC + NM)/2 condições de contorno reflexivas e (NC + NM)/2 condições de continuidade para determinarmos as NC + NM constantes. Com essas constantes podemos calcular os valores dos fluxos angulares e dos fluxos escalares em qualquer ponto do domínio. Apresentamos resultados numéricos para ilustrar a eficiência e a precisão do método proposto. / In this masters dissertation we describe a hybrid direct method for calculating the disadvantage factor and the neutron flux distribution in fuel-moderator lattices. For the mathematical model, we used the discrete ordinates (SN) transport equation, considering linearly anisotropic scattering in the monoenergetic model and isotropic scattering in the energy multigroup model in slab geometry. We describe a spectral analysis of the monoenergetic and two-group SN equations, in a way which is very similar to the Case method. The basic idea is to use higher order angular quadrature set in the highly absorbing fuel region (SNF)and lower order angular quadrature set in the diffusive moderator region (SNM) i.e., NF > NM. Therefore, we apply special continuity conditions for the fuel existing fluxes that constitute the incoming fluxes for the moderator region, and conversely for the moderator existing fluxes that constitute the incoming fluxes for the fuel region, based on the equivalence of the SN and PN-1 equations, which characterize the hybrid model. As a direct hybrid method, we use NF + NM linear algebraic equations composed of (NF + NM)/2 reflexive boundary conditions and (NF + NM)/2 continuity conditions to solve for the NF + NM expansion coefficients. With these coefficients we can calculate the numerical values for the angular fluxes and for the scalar fluxes at any location of domain. We present numerical results to illustrate the efficiency and the accuracy of the offered method.

É presentada nesta dissertação uma análise espectral das equações de transporte de nêutrons, independente do tempo, em geometria unidimensional e bidimensional, na formulação de ordenadas discretas (SN), utilizando o modelo de uma velocidade e multigrupo, considerando meios onde ocorrem o fenômeno da fissão nuclear. Esta análise espectral constitui-se na resolução de problemas de autovalores e respectivos autovetores, e reproduz a expressão para a solução geral analítica local das equações SN (para geometria unidimensional) ou das equações nodais integradas transversalmente (geometria retangular bidimensional) dentro de cada região homogeneizada do domínio espacial. Com a solução geral local determinada, métodos numéricos, tais como os métodos de matriz de resposta SN, podem ser derivados. Os resultados numéricos são gerados por programas de computadores implementados em MatLab, versão 2012, a fim de verificar a natureza dos autovalores e autovetores correspondentes no espaço real ou complexo. / Presented in this dissertation is a spectral analysis of the neutron transport equations in the slab and X, Y geometry time-independent discrete ordinates formulation using the one-speed and multigroup model in neutron fission reacting media. This spectral analysis is bared on solving eigenvalue problems and yields the expression for the local general solution of the equations (for slab geometry) or of the transverse integrated nodal equations (for multidimensional rectangular geometry) within each homogenized region of the domain. With the local general solution so determined, a number of coarse-mesh numerical methods, such as the response matrix methods, can be derived. Numerical results are generated by computer program s implemented in MatLab, version 2012, in order to verify the nature of the eigenvalues and corresponding eigenvectors in real or complex space.

In this work, an analytical version of the method of discrete ordinates (ADO) is used in developing solutions to problems of rarefied gases confined by two infinite parallel plates with different chemical constitutions, that is, without the symmetry condition. The modeling of problems (Poiseuille Flow and Thermal Creep) are performed using the kinetic models of BGK and S, derived from the linearized Boltzmann equation. In order to describe the interaction between gas and surface, we use the core of Maxwell presenting a single accommodation coefficient and the Cercignani-Lampis core defined in terms of the coefficients of accommodation of tangential momentum and energy accommodation coefficient kinetics. A series of results are presented in order to establish a comparison of surface effects to the problems presented. / Neste trabalho, uma vers ao anal´ıtica do m´etodo de ordenadas discretas (ADO) ´e utilizada no desenvolvimento de solu¸c oes para problemas de gases rarefeitos confinados por duas placas paralelas infinitas com constitui¸c oes qu´ımicas diferentes, isto ´e, sem a condi¸c ao de simetria. A modelagem dos problemas (Fluxo de Poiseuille e Creep T´ermico) s ao realizados a partir dos modelos cin´eticos BGK e S, derivados da equa¸c ao linearizada de Boltzmann. A fim de descrever o processo de intera¸c ao entre o g´as e a superf´ıcie, utiliza-se o n´ucleo de Maxwell que apresenta um ´unico coeficiente de acomoda¸c ao e o n´ucleo de Cercignani-Lampis definido em termos dos coeficientes de acomoda¸c ao do momento tangencial e o coeficiente de acomoda¸c ao da energia cin´etica. Uma s´erie de resultados s ao apresentados a fim de estabelecer uma compara¸c ao dos efeitos de superf´ıcie para os problemas apresentados.

Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior / Neste trabalho, três técnicas para resolver numericamente problemas inversos de transporte de partículas neutras a uma velocidade para aplicações em engenharia nuclear são desenvolvidas. É fato conhecido que problemas diretos estacionários e monoenergéticos de transporte são caracterizados por estimar o fluxo de partículas como uma função-distribuição das variáveis independentes de espaço e de direção de movimento, quando os parâmetros materiais (seções de choque macroscópicas), a geometria, e o fluxo incidente nos contornos do domínio (condições de contorno), bem como a distribuição de fonte interior são conhecidos. Por outro lado, problemas inversos, neste trabalho, buscam estimativas para o fluxo incidente no contorno, ou a fonte interior, ou frações vazio em barras homogêneas. O modelo matemático usado tanto para os problemas diretos como para os problemas inversos é a equação de transporte independente do tempo, a uma velocidade, em geometria unidimensional e com o espalhamento linearmente anisotrópico na formulação de ordenadas discretas (SN). Nos problemas inversos de valor de contorno, dado o fluxo emergente em um extremo da barra, medido por um detector de nêutrons, por exemplo, buscamos uma estimativa precisa para o fluxo incidente no extremo oposto. Por outro lado, nos problemas inversos SN de fonte interior, buscamos uma estimativa precisa para a fonte armazenada no interior do domínio para fins de blindagem, sendo dado o fluxo emergente no contorno da barra. Além disso, nos problemas inversos SN de fração de vazio, dado o fluxo emergente em uma fronteira da barra devido ao fluxo incidente prescrito no extremo oposto, procuramos por uma estimativa precisa da fração de vazio no interior da barra, no contexto de ensaios não-destrutivos para aplicações na indústria. O código computacional desenvolvido neste trabalho apresenta o método espectronodal de malha grossa spectral Greens function (SGF) para os problemas diretos SN em geometria unidimensional para gerar soluções numéricas precisas para os três problemas inversos SN descritos acima. Para os problemas inversos SN de valor de contorno e de fonte interior, usamos a propriedade da proporcionalidade da fuga de partículas; ademais, para os problemas inversos SN de fração de vazio, oferecemos a técnica a qual nos referimos como o método físico da bissecção. Apresentamos resultados numéricos para ilustrar a precisão das três técnicas, conforme descrito nesta tese. / In this work, three techniques for numerically solving one-speed neutral particle inverse transport problems for nuclear engineering applications are developed. It is well known that direct steady-state monoenergetic transport problems are characterized by estimating the flux of particles as a distribution function of space and direction-of-motion independent variables, when the material parameters (cross sections), the geometry, and the incoming flux at the boundaries of the domain (boundary conditions), as well as the interior source distribution are known. Conversely, inverse problems, in this work, seek for estimates to the incident boundary flux, or interior source, or void fractions in homogeneous slabs. The mathematical model used for direct and inverse problems is the time-independent one-speed slab-geometry transport equation with linearly anisotropic scattering in the discrete ordinates (SN) formulation. In the boundary-value inverse problems, given the existing flux at one boundary of the slab, as measured by a neutron detector, for example, we seek for accurate estimate for the incident flux at the opposite boundary. On the other hand, in the interior source inverse SN problems, we seek for accurate estimate for the interior source stored within the slab for shielding purpose, given the exiting flux at the boundary of the slab. Furthermore, as with the void fraction inverse SN problems, given the exiting flux at one boundary of the slab due to prescribed incident flux at the opposite boundary, we seek for accurate estimate of the void fraction within the slab in the context of non-destructive testing applications in industry. The computer code developed in this work presents the coarse-mesh spectral Greens function (SGF) nodal method for direct SN problems in slab geometry to generate accurate numerical solutions to the three inverse SN problems described above. For the boundary-value and interior source inverse SN problems, we use the proportionality property of the leakage of particles; moreover, for the void fraction inverse SN problems, we offer the technique that we refer to as the physical bisection method. We present numerical results to illustrate the accuracy of the three techniques, as described in this dissertation.

Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior / Nesta dissertação propomos a utilização do método espectro-nodal SGF, cf. spectral Greens function, para transporte SN de partículas neutras, para determinarmos os fluxos angulares nas interfaces das regiões homogêneas do domínio espacial heterogêneo, com espalhamento linearmente anisotrópico usando preferencialmente altas ordens de quadraturas angulares. As reconstruções espaciais analíticas dos fluxos angulares são feitas no interior das regiões homogêneas, determinando as constantes arbitrárias da solução analítica local das equações SN no interior dos nodos espaciais da grade de dicretização. A seguir, utilizando essas constantes, determinamos as expressões do fluxo escalar e da corrente de nêutrons, que são substituídas na equação de transporte unidimensional em geometria retangular Cartesiana no termo de fonte por espalhamento linearmente anisotrópico. Resolvemos analiticamente a equação de transporte com os termos do fluxo escalar e corrente de nêutrons assim aproximados para estimarmos o perfil do fluxo angular de nêutrons no domínio. Esta reconstrução analítica aproximada da solução da equação de transporte de partículas neutras em geometria unidimensional Cartesiana constitui um problema inverso, na medida em que a partir da solução nodal de malha grossa fazemos primeiramente uma reconstrução analítica espacial do fluxo angular nas direções das ordenadas discretas, para em seguida procedermos à reconstrução analítica aproximada do fluxo no domínio angular. / We describe the application of the spectral Greens function SN nodal method for one-speed neutral particle transport calculations to determine the angular fluxes at the homogeneized regions within heterogeneous domains, for linearly anisotropic scattering, using preferably high-order angular quadratures. The reconstruction scheme in the space variable of the angular flux is carried out within the homogenized regions using uniform spatial grid. We determine the arbitrary constants of the analytical SN general solution inside each spatial node. Then, we determine the SN expression for the scalar flux and total current that we substitute into the analytical slab-geometry transport equation, precisely into its linearly anisotropic scattering source term. Further, we solve analytically the slab-geometry transport equation, so approximated, to obtain the flux profile within the space and angular domains. This approximate analytical reconstruction scheme of the solution of the neutral particle transport equation in slab geometry is an inverse problem, in the sense that we use accurate coarse-mesh SN numerical solution, to recover the SN analytical solution in the space variable, and then reconstruct the solution approximately in the angular domain.