Neutrons Transporte Metodos De Simulacao
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1. 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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2. Condições de contorno albedo para cálculos globais de reatores nucleares térmicos com o modelo de ordenadas discretas a dois grupos de energia / Albedo boundary conditions for thermal nuclear reactors global calculations with two energy group discrete ordinates formulations
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
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 28/11/2011
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3. Sistema computacional para dosimetria de nêutrons e fótons baseado em métodos estocásticos aplicado a radioterapia e radiologia
OBJETIVO: Este artigo mostra um procedimento de conversão de imagens de tomografia computadorizada ou de ressonância magnética em modelo de voxels tridimensional para fim de dosimetria. Este modelo é uma representação personalizada do paciente que pode ser usado na simulação, via código MCNP (Monte Carlo N-Particle), de transporte de partículas nuc
Radiologia Brasileira. Publicado em: 2011-04
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4. 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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5. 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
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6. Solução analítica da equação de transporte de partícula neutra em geometrias cartesiana e cilíndrica / Analytical solution for the transport equation for neutral particles in cylindrical and cartesian geometry
No decurso deste trabalho, são apresentadas soluções analíticas para problemas de transporte de nêutrons em geometrias cilíndrica e cartesiana. Para a geometria cilíndrica, usa-se a transformada de Hankel de ordem zero juntamente com o método SN para um problema cilíndrico unidimensional, considerando simetria azimutal e espalhamento isotrópico. Es
Publicado em: 2008
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7. Um modelo para a reconstrução angular e espacial analítica do problema de transporte unidimensional de partículas neutras usando um método espectro-nodal / An analytical angular and spatial reconstruction model of the neutral particle transport unidimensional using a spectral-nodal method
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 an
Publicado em: 2007
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8. Inverse problem of approximated analytical reconstruction of the solution for the equation of monoenergetic neutral particle transport in cartesian unidimensional geometry with isotropic scattering / Problema inverso de reconstrução analítica aproximada da solução da equação de transporte de partículas neutras monoenergéticas em geometria unidimensional cartesiana com espalhamento isotrópico
Nesta tese mostraremos uma aplicação do método SGF, cf., spectral Greens function, para gerar fluxos angulares nas interfaces dos nodos na formulação de ordenadas discretas (SN) para equação de transporte de partículas neutras em geometria cartesiana unidimensional e a uma velocidade, usando quadraturas de alta ordem. Utilizando o método de malha gr
Publicado em: 2007