Difusão de nêutrons em reatores nucleares : uma abordagem analítica de multi-grupos em geometria retangular pela teoria espectral

AUTOR(ES)

Schramm, Marcelo

DATA DE PUBLICAÇÃO

2011

RESUMO

Neste trabalho é desenvolvido um algoritmo para a otimização do cálculo de grandezas neutrônicas em reatores nucleares. A abordagem utilizada para determinar o fluxo escalar de nêutrons parte da análise das equações de difusão que descrevem o comportamento deste em um meio homogêneo físsil. O modelo utilizado para representar os processos nucleares relevantes é o modelo bidimensional de difusão de nêutrons da teoria multi-grupo de energia, que envolve equações acopladas. Em sua modelagem, essas consideram, além da difusão, espalhamento, captura e fissão dos nêutrons. Para implementar as demais formulações analíticas, manipulações algébricas são realizadas e simplificações são aplicadas nas equações e condições do problema, o que permite elaborar o algoritmo de forma analítica. A transformada integral chamada GITT é aplicada numa das dimensões espaciais e, com a sua aplicação, as equações transformadas possuem apenas uma dimensão. O sistema de equações transformadas é resolvido por diagonalização, uma vez que o operador da equação de difusão de nêutrons é auto-adjunto, ou seja, não tem autovalores degenerados. Após a solução ser encontrada, uma análise de convergência e uma estimativa de erro são realizados utilizando o teorema cardinal de interpolação e o teorema de Parseval. Além disso, é conduzido um estudo sobre a variação do fluxo de nêutrons com a variação dos valores dos parâmetros nucleares. Um caso-teste é analisado utilizando o algoritmo proposto.

ASSUNTO(S)

neutron diffusion engenharia mecanica integral transform analytical solution nuclear reactors

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