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Solução analítica da equação unidimensional de transporte de nêutrons monoenergéticos com espalhamento linearmente anisotrópico e aproximação sintética de difusão / Analytical solution of the monoenergetic neutron transport equation in one dimension with linearly anisotropic scatering using diffusion sinthetic approximation

Nesta dissertação, são apresentados os seguintes modelos matemáticos de transporte de nêutrons: a equação linearizada de Boltzmann e a equação da difusão de nêutrons monoenergéticos em meios não-multiplicativos. Com o objetivo de determinar o período fluxo escalar de nêutrons, é descrito um método espectronodal que gera soluções numéricas para o problema de difusão em geometria planar de fonte fixa, que são livres de erros de truncamento espacial, e que conjugado com uma técnica de reconstrução espacial intranodal gera o perfil detalhado da solução. A fim de obter o valor aproximado do fluxo angular de nêutrons em um determinado ponto do domínio e em uma determinada direção de migração, descreve-se também um método de reconstrução angular baseado na solução analítica da equação unidimensional de transporte de nêutrons monoenergéticos com espalhamento linearmente anisotrópico com aproximação sintética de difusão nos termos de fonte por espalhamento. O código computacional desenvolvido nesta dissertação foi implementado na plataforma livre Scilab, e para ilustrar a eficiência do código criado,resultados numéricos obtidos para três problemas-modelos são apresentados / We describe a method to determine the neutron scalar
flux in a slab using monoenergetic diffusion model. To achieve this goal we used three ingredients in the computational code that we developed on the Scilab platform: (i) a spectral nodal method that generates numerical solution for the one-speed slab-geometry fixed-source difusion
problem with no spatial truncation errors; (ii) a spatial reconstruction scheme to yield detailed proile of the coarse-mesh solution; and (iii) an angular reconstruction scheme to yield approximately the neutron angular
flux profile within the slab. The angular reconstruction
scheme is based on the analytical solution of the neutron transport equation in slab geometry with linearly anisotropic scattering and diffusion approximation for the scattering source terms. Numerical results are given to illustrate the efficiency of the offered code

Identiferoai:union.ndltd.org:IBICT/urn:repox.ist.utl.pt:BDTD_UERJ:oai:www.bdtd.uerj.br:3767
Date16 December 2011
CreatorsRalph dos Santos Mansur
ContributorsRicardo Carvalho de Barros, Francisco Bruno Souza Oliveira, Augusto Cesar de Castro Barbosa
PublisherUniversidade do Estado do Rio de Janeiro, Programa de Pós-graduação em Ciências Computacionais, UERJ, BR
Source SetsIBICT Brazilian ETDs
LanguagePortuguese
Detected LanguagePortuguese
Typeinfo:eu-repo/semantics/publishedVersion, info:eu-repo/semantics/masterThesis
Formatapplication/pdf
Sourcereponame:Biblioteca Digital de Teses e Dissertações da UERJ, instname:Universidade do Estado do Rio de Janeiro, instacron:UERJ
Rightsinfo:eu-repo/semantics/openAccess

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