Atena Editora

São abordadas neste trabalho duas

estratégias numéricas de solução da equação

de transporte de nêutrons na formulação de

ordenadas discretas (SN), através do MED,

c.f., Método Espectral Determinístico, com

intuito de avaliar a precisão dos resultados,

considerando o tempo de processamento dos

problemas simulados em cálculos de blindagem

de nêutrons (fonte-fixa). Os problemas foram

modelados em sua forma unidimensional,

estacionária, considerando meios nãomultiplicativos,

com espalhamento isotrópico

e um grupo de energia. Todos os resultados

foram desenvolvidos e obtidos em um aplicativo

computacional feito na linguagem JAVA versão

1.8.0_ 91, e validados utilizando o método

de malha fina DD, c.f., Diamond Difference e

o método de malha grossa SGF, c.f., spectral

Green’s function.

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DOI: 10.22533/at.ed.64819103095
Palavras-chave: Teoria de transporte de partículas neutras, Modelagem computacional determinística, Física de reatores nucleares, Ordenadas discretas, Cálculos de fonte-fixa.
Keywords: Neutral particles transport theory, Deterministic computational modelling, Nuclear reactor physics, Discrete ordinates, Fixedsource calculation
Abstract:
In this work, two numeric solution

strategies for the solution of the neutron

transport equation in the discrete ordinates SN

are approached, throughout MED, c.f. Método

Espectral Determinístico, in order to evaluate

the precision of the results, considering the

processing time of simulated neutronic shielding

(fixer-source) problems calculation. The

problems were modelled in it’s unidimensional,

stationary form, considering non-multiplying

media, with isotropic scattering and one energy

group. All the results were developed and

obtained in a computational application made

in the language JAVA version 1.8.0_91, and

evaluated using the fine mesh methods DD,

c.f. Diamond Difference and the coarse mesh

method SGF, c.f. spectral Green’s function.
Número de páginas: 15

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