Transporte De Neutrons
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1. Determinação de Fontes de Nêutrons que Conduzem Sistemas Subcríticos a Distribuições Prescritas de Potência
RESUMO Um sistema nuclear é dito subcrítico quando os eventos responsáveis pela remoção dos nêutrons (fugas pelos contornos estruturais do sistema e absorção) acontecem em maior intensidade que os eventos que promovem a produção destas partículas (fissão). Quando isto acontece o sistema não consegue manter um nível estável em relação à popu
TEMA (São Carlos). Publicado em: 2020-12
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2. Aplicação de modelos de coluna de fluxo em solos não saturados e transporte de herbicidas em áreas agrícolas
É necessário se antecipar a previsão do comportamento de pesticidas liberados no meio ambiente para se minimizar os impactos negativos fora do ponto de aplicação. Isso significa que se tem que entender o que acontece com um pesticida que foi aplicado no campo e prever o seu destino no meio ambiente. Dessa forma, uma parcela experimental do Instituto Nac
Rev. Ambient. Água. Publicado em: 2014-09
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3. Estudo sobre determinação de elementos químicos em unhas humanas pelo método de análise por ativação com nêutrons / A study on chemical element determinations in human nails by neutron activation analysis
As análises de unhas têm sido objeto de estudo para avaliar os níveis de elementos acumulados no organismo humano e com aplicações deste tecido na monitoração da exposição ocupacional ou ambiental, na avaliação do estado nutricional, na identificação da intoxicação por metais tóxicos e na diagnose ou prevenção de doenças. As análises de u
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 17/08/2012
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4. Experimentos de efeitos de reatividade no reator nuclear- IPEN/MB-01 / Reactivity effects experiments at IPEN/MB-01 nuclear reactor
Pesquisas que tem como objetivo melhorar o desempenho de códigos de transporte de nêutrons e a qualidade de bases de dados de seções de choque nucleares são muito importantes para aumentar a acurácia de simulações e a qualidade de análises e predição de fenômenos no campo nuclear. Neste contexto, dados experimentais relevantes como medidas de rea
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 18/06/2012
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5. 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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6. Abordagens espectronodais para modelos multidimensionais em transporte de partículas
Neste trabalho, uma solução para um problema de transporte de nêutrons bidimensional em geometria cartesiana e proposta, a partir de métodos nodais. Neste contexto, equações unidimensionais são geradas através do processo de integração do problema multidimensional. Introduzindo grandezas médias, no método aqui proposto, a integração e feita em
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 2012
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7. 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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8. 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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9. Um método SN híbrido direto para cálculos de sistemas combustível-moderador em geometria unidimensional / A direct hybrid SN method for slab-geometry fuel-moderator lattice calculations
Desenvolvemos nesta dissertação um método híbrido direto para o cálculo do fator de desvantagem e descrição da distribuição do fluxo de nêutrons em sistemas combustível-moderador. Na modelagem matemática, utilizamos a equação de transporte de Boltzmann independente do tempo, considerando espalhamento linearmente anisotrópico no modelo monoener
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 10/06/2011
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10. 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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11. Um método de matriz resposta com esquema iterativo de inversão parcial por região para problemas unidimensionais de transporte de nêutrons monoenergéticos na formulação de ordenadas discretas / Um método de matriz resposta com esquema iterativo de inversão parcial por região para problemas unidimensionais de transporte de nêutrons monoenergéticos na formulação de ordenadas discretas / A response matrix method for one-speed slab-geometry discrete ordinates neutron transport problems / A response matrix method for one-speed slab-geometry discrete ordinates neutron transport problems
Um método de matriz resposta (RM) é descrito para gerar soluções numéricas livres de erros de truncamento espacial para problemas de transporte de nêutrons monoenergéticos e com fonte fixa, em geometria unidimensional na formulação de ordenadas discretas (SN). O método RM com esquema iterativo de inversão parcial por região (RBI) converge valores
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 2011
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12. 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
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
Publicado em: 2011