Aplicativo para estimativas de leituras de detectores segundo um método numérico analítico para problemas adjuntos de difusão multigrupos de energia

Authors

  • Lisa Susana Enomoto Universidade do Estado do Rio de Janeiro https://orcid.org/0000-0002-9823-5187
  • Jesús Pérez Curbelo Universidade do Estado do Rio de Janeiro
  • Ricardo Carvalho de Barros Universidade do Estado do Rio de Janeiro
  • Hermes Alves Filho Universidade do Estado do Rio de Janeiro

DOI:

https://doi.org/10.15392/bjrs.v8i2.1187

Keywords:

Problemas fonte-detector, Difusão de partículas neutras, Técnica adjunta

Abstract

É descrito nesse trabalho uma metodologia computacional para obtenção de solução analítica das equações estacionárias da difusão de partículas neutras, e.g., nêutrons e fótons, nas formulações física e adjunta em problemas unidimensionais, considerando o modelo multigrupo de energia e em meios não multiplicativos. Foram adotadas condições de contorno especiais para cálculos de problemas tipo fonte-detector; i.e., estimativas de leituras de detectores de partículas neutras devido a uma conhecida distribuição de fontes interiores e/ou incidências pelo contorno. Neste contexto, é apresentado um método nodal analítico para problemas adjuntos de difusão de partículas neutras. Este método numérico analítico gera soluções que são completamente livres de erros de truncamento espacial, afora os erros de arredondamento da aritmética finita computacional. A técnica do problema adjunto é bastante eficiente em problemas tipo fonte-detector, considerando que é possível usar a mesma solução adjunta para qualquer distribuição e/ou intensidades de fontes interiores, desde que não se altere a localização do detector.  Para implementação desta metodologia foi desenvolvido um aplicativo computacional na plataforma MATLAB® para Windows, que faz a simulação desses problemas tipo fonte-detector. O aplicativo nos fornece a estimativa de leituras de detectores de partículas neutras segundo a teoria da difusão multigrupo de energia. É considerado um problema-modelo para ilustrar a precisão e eficiência dos resultados numéricos gerados pelo aplicativo.

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References

KNOLL, G. F. Radiation Detection and Measurement, 4th ed. New York: John Wiley & Sons, 1976.

DUDERSTADT, J.J.; HAMILTON, L.J. Nuclear Reactor Analysis. New York: John Wiley & Sons, 1976.

PRINJA, A. K.; LARSEN, E. W. General principles of neutron transport. In: CACUCI, D. G. (Ed.). Handbook of Nuclear Engineering. New York: Springer Science+Business Media, 2010. cap. 5.

BELL, G. I.; GLASSTONE, S. Nuclear Reactor Theory. New York: Van Nostrand Reinhold, 1970.

ENOMOTO, L. S. Desenvolvimento de aplicativo computacional para estimativas de leituras de detectores com a aplicação de um método numérico analítico para problemas adjuntos de difusão. 62 f. Dissertação (Mestrado em Modelagem Computacional) - IPRJ, UERJ, 2019.

XAVIER, V. S. Condições de Contorno Híbridas tipo Albedo para Problemas de Difusão de Partículas neutras. 53 f. Monografia (Graduação em Engenharia Mecânica) – IPRJ, UERJ, 2011.

SJODEN, G. E. Deterministic adjoint transport applications for He-3 neutron detector design. Annals of Nuclear Energy, v. 29, p. 1055-1071, 2002.

CURBELO, J.P., SILVA, O.P., BARROS, R.C., 2018a. An adjoint technique applied to slab-geometry source-detector problems using the generalized spectral Green's function nodal method. Journal of Computational and Theoretical Transport 47, 278-299.

Published

2020-06-30

Issue

Section

Articles

How to Cite

Aplicativo para estimativas de leituras de detectores segundo um método numérico analítico para problemas adjuntos de difusão multigrupos de energia. Brazilian Journal of Radiation Sciences, Rio de Janeiro, Brazil, v. 8, n. 2, 2020. DOI: 10.15392/bjrs.v8i2.1187. Disponível em: https://www.bjrs.org.br/revista/index.php/REVISTA/article/view/1187.. Acesso em: 28 apr. 2024.

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