Solução analítica da equação unidimensional de transporte de nêutrons monoenergéticos com espalhamento linearmente anisotrópico e aproximação sintética de difusão

Detalhes bibliográficos
Ano de defesa: 2011
Autor(a) principal: Mansur, Ralph dos Santos lattes
Orientador(a): Barros, Ricardo Carvalho de lattes
Banca de defesa: Oliveira, Francisco Bruno Souza lattes, Barbosa, Augusto Cesar de Castro lattes
Tipo de documento: Dissertação
Tipo de acesso: Acesso aberto
Idioma: por
Instituição de defesa: Universidade do Estado do Rio de Janeiro
Programa de Pós-Graduação: Programa de Pós-Graduação em Ciências Computacionais
Departamento: Centro de Tecnologia e Ciências::Instituto de Matemática e Estatística
País: BR
Palavras-chave em Português:
Teoria do transporte de nêutrons
Modelos matemáticos
Difusão
Método Espectronodal
Equação de Transporte de Nêutrons
Modelagem Computacional
Scilab
Palavras-chave em Inglês:
Diffusion
Spectral Nodal Method
Neutron Transport Equation
Computational Modeling
Scilab
Área do conhecimento CNPq:
CNPQ::ENGENHARIAS::ENGENHARIA NUCLEAR
Link de acesso: http://www.bdtd.uerj.br/handle/1/7689
Resumo: 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
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