Solução da equação de cinética de difusão de nêutrons em geometria cilíndrica tridimensional

Abstract

O presente trabalho soluciona o problema de cinética de difusão de nêutrons espacial em geometria cilíndrica analiticamente. A solução é exata no sentido que nenhuma aproximação é feita na sua derivação. Para isso, abordamos o estudo do problema de cinética espacial de duas formas, primeiramente, consideramos a técnica de separação de variáveis para resolver o problema monoenergético, com isso determinamos as autofunções espaciais apropriadas e analisamos todo o espectro de acordo com as condições de contorno. Além disso, considerando o mesmo modelo monoenergético, determinamos uma solução para um meio heterogêneo considerando duas células cilíndricas homogêneas adjacentes. A heterogeneidade do problema _e devido ao fato de que cada seção cilíndrica tem um conjunto de parâmetros nucleares diferentes. Posteriormente, estudamos o problema de cinética espacial considerando um modelo multigrupo com G grupos de energia e com I grupos de precursores de nêutrons atrasados. A ideia básica da solução consiste em supor que os uxos escalares e as concentrações de precursores de nêutrons atrasados possam ser expressos como o produto de funções espaciais por funções temporais e, com isso, conseguimos determinar a solução do problema de cinética desacoplado, solucionando uma EDP para as funções espaciais e solucionando o sistema de EDO's para as funções temporais. Apresentamos algumas simulações numéricas para validar o estudo teórico feito no desenvolvimento dessa pesquisa.

The present work solves the problem of spatial neutron di usion kinetics in cylindrical geometry analytically. The solution is analytical in the sense that no approximation is made in its derivation. For this, we approach the study of the problem of spatial kinetics in three ways, rstly, we consider the technique of separation of variables to solve the monoenergetic problem, with that we determine the appropriate spatial eigenfunctions and analyze the entire spectrum according to the boundary conditions. In addition, considering the same monoenergetic model, we determined a solution for a heterogeneous medium considering two adjacent homogeneous cylindrical cells. The heterogeneity of the problem is due to the fact that each cylindrical section has a set of di erent nuclear parameters. Subsequently, we study the problem of spatial kinetics considering a multigroup model with G energy groups and with I groups of delayed neutron precursors. The basic idea of the solution is to assume that scalar uxes and concentrations of delayed neutron precursors can be expressed as the product of spatial functions by time functions and, with that, we were able to determine the solution of the decoupled kinetic problem, solving an PDE for the spatial functions and solving the system of ODEs for the temporal functions. We present some numerical simulations to validate the theoretical study done in the development of this research.