Difusão de nêutrons em reatores nucleares : uma abordagem analítica de multi-grupos em geometria retangular pela teoria espectral

• Autor(a) principal: Schramm, Marcelo
• Data de Publicação: 2010
• Tipo de documento: Trabalho de conclusão de curso
• Idioma: por
• Título da fonte: Repositório Institucional da UFRGS
• Texto Completo: http://hdl.handle.net/10183/27734
• topic: Engenharia mecânica; Neutron diffusion; Integral transform; Analytical solution; Nuclear reactors

Neste trabalho é desenvolvido um algoritmo para a otimização do cálculo de grandezas neutrônicas em reatores nucleares. A abordagem utilizada para determinar o fluxo escalar de nêutrons parte da análise das equações de difusão que descrevem o comportamento deste em um meio homogêneo físsil. O modelo utilizado para representar os processos nucleares relevantes é o modelo bidimensional de difusão de nêutrons da teoria multi-grupo de energia, que envolve equações acopladas. Em sua modelagem, essas consideram, além da difusão, espalhamento, captura e fissão dos nêutrons. Para implementar as demais formulações analíticas, manipulações algébricas são realizadas e simplificações são aplicadas nas equações e condições do problema, o que permite elaborar o algoritmo de forma analítica. A transformada integral chamada GITT é aplicada numa das dimensões espaciais e, com a sua aplicação, as equações transformadas possuem apenas uma dimensão. O sistema de equações transformadas é resolvido por diagonalização, uma vez que o operador da equação de difusão de nêutrons é auto-adjunto, ou seja, não tem autovalores degenerados. Após a solução ser encontrada, uma análise de convergência e uma estimativa de erro são realizados utilizando o teorema cardinal de interpolação e o teorema de Parseval. Além disso, é conduzido um estudo sobre a variação do fluxo de nêutrons com a variação dos valores dos parâmetros nucleares. Um caso-teste é analisado utilizando o algoritmo proposto.