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
AUTOR(ES)
Camargo, Dayana Queiroz de
DATA DE PUBLICAÇÃO
2011
RESUMO
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 limitação com respeito ao numero de nêutrons que pode ser simulado em tempo de processamento computacional aceitável introduziu-se o volume de controle variável junto `as condições de contornos (pseudo-)periódicas para contornar este problema. A escolha pelo Monte Carlo físico clássico deve-se ao fato de poder decompor em constituintes mais simples o problema de resolver uma equação de transporte. Os constituintes podem ser tratados separadamente, estes são a propagação e a interação, respeitando as leis de conservação de energia e momento, e as relações de probabilidade que determinam a respectiva interação. Está-se consciente do fato que o problema abordado nesta tese ´e longe de ser comparável com a construção de um reator nuclear, porém nesta discussão o alvo principal era desenvolver o modelo Monte Carlo, implementar o código computacional numa linguagem que permite extensões de forma modular. Este estudo permitiu uma análise detalhada da influência da energia sobre a população de nêutrons e seu impacto sobre o ciclo de vida de nêutrons. Dos resultados obtidos, mesmo para um arranjo geométrico simples, pode-se concluir a necessidade de considerar a dependência de energia, ou seja, um fator de multiplicação efetivo espectral deve ser introduzido para cada grupo de energia separadamente.
ASSUNTO(S)
fenomenos de transporte modelos estocasticos transporte de neutrons método de monte carlo
ACESSO AO ARTIGO
http://hdl.handle.net/10183/29413Documentos Relacionados
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