Equacao Do Transporte De Neutrons
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1. Determinação de Fontes de Nêutrons que Conduzem Sistemas Subcríticos a Distribuições Prescritas de Potência
RESUMO Um sistema nuclear é dito subcrítico quando os eventos responsáveis pela remoção dos nêutrons (fugas pelos contornos estruturais do sistema e absorção) acontecem em maior intensidade que os eventos que promovem a produção destas partículas (fissão). Quando isto acontece o sistema não consegue manter um nível estável em relação à popu
TEMA (São Carlos). Publicado em: 2020-12
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2. Simulações de problemas inversos com aplicações em engenharia nuclear usando técnicas de transporte de partículas neutras monoenergéticas na formulação unidimensional de ordenadas discretas / Simulations of inverse problems with applications one-speed neutral particle transport in slab-geometry discrete ordinates formulation.
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-distri
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 15/01/2012
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3. Um método sintético de difusão para aceleração do esquema de fonte de espalhamento em cálculos SN unidimensionais de fonte fixa / A diffusion synthetic acceleration method for the scattering source iteration scheme in fixed source slab-geometry SN calculations
O esquema iterativo de fonte de espalhamento (SI) é tradicionalmente aplicado para a convergência da solução numérica de malha fina para problemas de transporte de nêutrons monoenergéticos na formulação de ordenadas discretas com fonte fixa. O esquema SI é muito simples de se implementar sob o ponto de vista computacional; porém, o esquema SI pode
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 09/09/2011
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4. Um método SN híbrido direto para cálculos de sistemas combustível-moderador em geometria unidimensional / A direct hybrid SN method for slab-geometry fuel-moderator lattice calculations
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 monoener
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 10/06/2011
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5. Cinética pontual com realimentação de temperatura considerando um grupo de precursores de nêutrons atrasados
Recentemente, surgiu na literatura uma solução analítica das equações de cinética pontual que considera a reatividade como função do tempo, utilizando o método da decomposição. O presente trabalho dá um passo a frente, considerando as equações de cinética pontual em conjunto com efeitos de realimentação de temperatura. Mas, primeiro, uma bre
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 2011
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6. Um modelo estocástico de simulação neutrônica considerando o espectro e propriedades nucleares com dependência contínua de energia / A stochastic model for neutron simulation considering the spectrum and nuclear properties with continuous dependence of energy
Nesta tese desenvolveu-se um modelo estocástico para simular o transporte de nêutrons em um meio heterogêneo, considerando espectros de nêutrons contínuos e as propriedades nucleares com a sua dependência contínua de energia. Este modelo foi implementado utilizando o método Monte Carlo para a propagação dos nêutrons nos diferentes meios. Devido `a
Publicado em: 2011
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7. Solução analítica da equação da difusão de nêutrons multi-grupo em cilindro infinito pela técnica da transformada de Hankel
Neste trabalho apresentamos uma solução analítica para equações difusivas unidimensionais em geometria cilíndrica da Teoria geral de Perturbação em um cilindro homogêneo pela transformada de Hankel. Apresentamos soluções analíticas para o problema de fonte fixa. Resolvemos também um caso monoenergético em um cilindro heterogêneo utilizando uma
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 2011
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8. Solução analítica das equações da cinética pontual e espacial da teoria de difusão de nêutrons pelas técnicas da GITT e decomposição
Neste trabalho, relatam-se soluções analíticas para as equações da cinética da teoria de difusão de nêutrons. Para a solução das equações da cinética pontual consideram-se seis grupos de precursores de nêutrons atrasados e assume-se reatividade variável como uma função arbitrária do tempo. A ideia principal consiste inicialmente na determin
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 2011
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9. Solução espectral para modelos bidimensionais da equação linear de Boltzmann / Spectral solution for two dimensional models of linear boltzmann equation
Neste trabalho, estuda-se uma abordagem de caráter analítico para problemas bidimensionais de transporte de nêutrons que são descritos pela equação linear de Boltzmann. Neste sentido, aplica-se o método ADO, método Anal tico de Ordenadas Discretas, para resolver as equações unidimensionais nodais, obtidas a partir da integração da formulação bi
Publicado em: 2010
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10. Solução analítica da equação cinética de difusão multigrupo de nêutrons em geometria cartesiana unidimensional pela técnica da transformada integral / Analytical solution of the multigroup neutron diffusion kinetic equation in one-dimensional cartesian geometry by the integral transform technique
O objetivo deste trabalho consiste na obtenção de uma solução analítica para a equação cinética de difusão de nêutrons unidimensional e em geometria cartesiana, para problemas monoenergéticos e com multigrupos de energia. Essas equações são do tipo stiff, devido as amplas diferenças nas ordens de grandeza das escalas de tempo dos fenômenos f�
Publicado em: 2010
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11. Soluções analíticas da equação de difusão de nêutrons geral por técnicas de transformadas integrais / Analytical solutions for the general neutrons diffusion equation by integral transform techniques
No presente trabalho são apresentadas soluções analíticas das equações de difusão de nêutrons bidimensionais com dois grupos de energia, a saber, nêutrons rápidos e térmicos em uma placa com propriedades homogêneas. Alem disso, são resolvidos detalhadamente os problemas onde a placa homogênea é substituída por duas e quatro regiões, tornando
Publicado em: 2010
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12. Reconstrução intranodal da solução numérica gerada pelo método espectronodal constante para problemas Sn de autovalor em geometria retangular bidimensional / Nodal reconstruction scheme for the numerical solution generated by the constant spectral nodal method for Sn eingenvalue problem in X, Y geometry
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
Publicado em: 2009