Transporte De Particulas Neutras
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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. Desenvolvimento de um método espectronodal livre de erros de truncamento espacial para problemas adjuntos de transporte de partículas neutras monoenergéticas na formulação de ordenadas discretas em geometria unidimensional / Development of a spectral nodal method free from spatial truncation error for one-speed neutral particle adjoint transport problems in the discrete ordinater formulations in slab geometry
Um método numérico nodal livre de erros de truncamento espacial é desenvolvido para problemas adjuntos de transporte de partículas neutras monoenergéticas em geometria unidimensional com fonte fixa na formulação de ordenadas discretas (SN). As incógnitas no método são os fluxos angulares adjuntos médios nos nodos e os fluxos angulares adjuntos nas
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 19/09/2011
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4. 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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5. Solução LTS[sobrescrito]N da equação de transporte em geometria cartesiana unidimensional para c=1
Nos últimos anos, o método LTSN - que resolve diversos problemas de transporte em uma placa plana - emergiu de forma contínua em nossa literatura. Porém, não é de nosso conhecimento que se tenha aplicado este método a problemas isotrópicos de transporte de partículas neutras em uma placa plana, quando o parâmetro albedo vale c = 1. Sabemos que para
Publicado em: 2008
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6. 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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7. 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
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8. Solução LTSn para problemas de transferência radiativa com polarização em geometria plana
O método LTSN tem sido utilizado na resolução de uma classe abrangente de problemas de transporte de partículas neutras que são reduzidos a um sistema linear algébrico depois da aplicação da transformada de Laplace. Na maioria dos casos estudados os autovalores associados são reais e simétricos. Para o problema de criticalidade os autovalores assoc
Publicado em: 2007
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9. Tomography of H-alpha emission in TCABR Tokamak / Tomografia de emissão H-alfa no tokamak TCABR
Neste trabalho foi feito um estudo do perfil tomográfico da emissão da linha do átomo de hidrogênio, H-alfa (?=656,28 nm) no plasma do TCABR, um tokamak de porte médio em operação no Laboratório de Física de Plasmas do Instituto de Física da Universidade de São Paulo. Nosso trabalho centrou-se no estudo dos efeitos da introdução de um eletrodo p
Publicado em: 2006