Análise espectral das equações de transporte de nêutrons na formulação de ordenadas discretas em meios multiplicativos

• Ano de defesa: 2014
• Autor(a) principal: Leitão, Mariah Rissi
• Tipo de documento: Dissertação
• Tipo de acesso: Acesso aberto
• Idioma: por
• Instituição de defesa: Universidade do Estado do Rio de Janeiro; Centro de Tecnologia e Ciências::Instituto Politécnico; BR; UERJ; Programa de Pós-Graduação em Modelagem Computacional
• Palavras-chave em Português: Spectral analysis; Discrete ordinates; Neutral particle transport; Nuclear energy Multiplying media; Teoria do transporte de nêutron - Métodos de simulação; Análise espectral - Métodos de simulação; Teoria cinética do transporte - Método das ordenadas discretas - Métodos de simulação; Neutrons - Transporte - Métodos de simulação; Autovalores - Métodos de simulação; Energia nuclear; CNPQ::ENGENHARIAS::ENGENHARIA NUCLEAR
• Link de acesso: http://www.bdtd.uerj.br/handle/1/13803

É presentada nesta dissertação uma análise espectral das equações de transporte de nêutrons, independente do tempo, em geometria unidimensional e bidimensional, na formulação de ordenadas discretas (SN), utilizando o modelo de uma velocidade e multigrupo, considerando meios onde ocorrem o fenômeno da fissão nuclear. Esta análise espectral constitui-se na resolução de problemas de autovalores e respectivos autovetores, e reproduz a expressão para a solução geral analítica local das equações SN (para geometria unidimensional) ou das equações nodais integradas transversalmente (geometria retangular bidimensional) dentro de cada região homogeneizada do domínio espacial. Com a solução geral local determinada, métodos numéricos, tais como os métodos de matriz de resposta SN, podem ser derivados. Os resultados numéricos são gerados por programas de computadores implementados em MatLab, versão 2012, a fim de verificar a natureza dos autovalores e autovetores correspondentes no espaço real ou complexo.