Transporte De Neutrons
Mostrando 13-24 de 40 artigos, teses e dissertações.
-
13. Cinética pontual com realimentação de temperatura considerando um grupo de precursores de nêutrons atrasados
Recentemente, surgiu na literatura uma solução analítica das equações de cinética pontual que considera a reatividade como função do tempo, utilizando o método da decomposição. O presente trabalho dá um passo a frente, considerando as equações de cinética pontual em conjunto com efeitos de realimentação de temperatura. Mas, primeiro, uma bre
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 2011
-
14. Solução analítica das equações da cinética pontual e espacial da teoria de difusão de nêutrons pelas técnicas da GITT e decomposição
Neste trabalho, relatam-se soluções analíticas para as equações da cinética da teoria de difusão de nêutrons. Para a solução das equações da cinética pontual consideram-se seis grupos de precursores de nêutrons atrasados e assume-se reatividade variável como uma função arbitrária do tempo. A ideia principal consiste inicialmente na determin
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 2011
-
15. Solução analítica da equação da difusão de nêutrons multi-grupo em cilindro infinito pela técnica da transformada de Hankel
Neste trabalho apresentamos uma solução analítica para equações difusivas unidimensionais em geometria cilíndrica da Teoria geral de Perturbação em um cilindro homogêneo pela transformada de Hankel. Apresentamos soluções analíticas para o problema de fonte fixa. Resolvemos também um caso monoenergético em um cilindro heterogêneo utilizando uma
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 2011
-
16. Fatores de Dancoff de celulas unitarias em geometria Cluster com absorção parcial de nêutrons
O fator de Dancoff, em sua formulação clássica, corrige a corrente de nêutrons incidente na superfície de uma vareta combustível devido à presença das demais varetas da célula. Alternativamente, esse fator pode ser interpretado como a probabilidade de um nêutron oriundo de uma vareta de combustível entrar em outra vareta sem colidir no moderador o
Publicado em: 2011
-
17. Desenvolvimento de um simulador antropomórfico para simulação e medidas de dose e fluxo de nêutrons na instalação para estudos em BNCT / Development of an anthropomorfic simulator for simulation and measurements of neutron dose and flux in the facility for BNCT studies
A instalação do IPEN para pesquisas em BNCT (Terapia por Captura de Nêutrons em Boro) utiliza o canal de irradiação número 3 do reator IEA-R1, no qual tem-se um campo misto de radiação nêutrons e gama. As pesquisas em andamento necessitam que o campo de radiação, na posição de irradiação de amostra, tenha na composição os nêutrons térmicos
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 11/08/2010
-
18. Considerações sobre instabilidade feixe-plasma: simulações iniciais centradas no desenvolvimento de um gerador compacto de nêutrons
A primeira consideração no projeto de um gerador compacto de nêutrons é a definição do processo de produção de plasma seguido da definição da análise do estado físico desse plasma. As características do plasma e as reações nucleares de fusão envolvidas na operação do gerador, deutério-deutério ou deutério-trítio, bem como o sistema que
Revista Brasileira de Ensino de Física. Publicado em: 2010-09
-
19. Solução espectral para modelos bidimensionais da equação linear de Boltzmann / Spectral solution for two dimensional models of linear boltzmann equation
Neste trabalho, estuda-se uma abordagem de caráter analítico para problemas bidimensionais de transporte de nêutrons que são descritos pela equação linear de Boltzmann. Neste sentido, aplica-se o método ADO, método Anal tico de Ordenadas Discretas, para resolver as equações unidimensionais nodais, obtidas a partir da integração da formulação bi
Publicado em: 2010
-
20. Soluções analíticas da equação de difusão de nêutrons geral por técnicas de transformadas integrais / Analytical solutions for the general neutrons diffusion equation by integral transform techniques
No presente trabalho são apresentadas soluções analíticas das equações de difusão de nêutrons bidimensionais com dois grupos de energia, a saber, nêutrons rápidos e térmicos em uma placa com propriedades homogêneas. Alem disso, são resolvidos detalhadamente os problemas onde a placa homogênea é substituída por duas e quatro regiões, tornando
Publicado em: 2010
-
21. Solução analítica da equação cinética de difusão multigrupo de nêutrons em geometria cartesiana unidimensional pela técnica da transformada integral / Analytical solution of the multigroup neutron diffusion kinetic equation in one-dimensional cartesian geometry by the integral transform technique
O objetivo deste trabalho consiste na obtenção de uma solução analítica para a equação cinética de difusão de nêutrons unidimensional e em geometria cartesiana, para problemas monoenergéticos e com multigrupos de energia. Essas equações são do tipo stiff, devido as amplas diferenças nas ordens de grandeza das escalas de tempo dos fenômenos f�
Publicado em: 2010
-
22. Simulação Monte Carlo em terapia de câncer por captura de nêutrons pelo boro (BNCT) utilizando a plataforma GEANT4
Neste trabalho, foi utilizado a plataforma de simulação GEANT4 (Geometry and Tracking) para se avaliar a possibilidade de tratamento de esMago com a BNCT (BNCT em inglês, Boron Neutron Capture Therapy), sendo analisada a deposição de energia nas regiões que circundam o esMago. Como o trabalho apresentado é uma parte de um conjunto de estudos e pesquis
Publicado em: 2009
-
23. Reconstrução intranodal da solução numérica gerada pelo método espectronodal constante para problemas Sn de autovalor em geometria retangular bidimensional / Nodal reconstruction scheme for the numerical solution generated by the constant spectral nodal method for Sn eingenvalue problem in X, Y geometry
In this dissertation the spectral nodal method SD-SGF-CN, cf. spectral diamond spectral Green s function - constant nodal, is used to determine the angular fluxes averaged along the edges of the homogenized nodes in heterogeneous domains. Using these results, we developed an algorithm for the reconstruction of the node-edge average angular fluxes within the
Publicado em: 2009
-
24. Solução analítica da equação de transporte de partícula neutra em geometrias cartesiana e cilíndrica / Analytical solution for the transport equation for neutral particles in cylindrical and cartesian geometry
No decurso deste trabalho, são apresentadas soluções analíticas para problemas de transporte de nêutrons em geometrias cilíndrica e cartesiana. Para a geometria cilíndrica, usa-se a transformada de Hankel de ordem zero juntamente com o método SN para um problema cilíndrico unidimensional, considerando simetria azimutal e espalhamento isotrópico. Es
Publicado em: 2008