A numerical validation between the neutron transport and diffusion theories for a spatial kinetics problem

Abstract

In this paper, a comparative analysis of numerical results of the neutron transport and diffusion theories for steady-state and transient multigroup problems is presented. The neutron transport equation is known as the one that best describes the behavior of the neutron population in a nuclear reactor. However, due to the difficulty of working with its complete form, other models are considered as approximations to this equation. One such approximation is the neutron diffusion equation, which uses the Fick's Law. It is well known, however, that the diffusion model may not work well under specific conditions. The objective of this work is to establish a quantitative comparison of numerical results obtained for the K dominant eigenvalue and for the scalar fluxes from the two theories and to analyze the influence of the model on the results.

Neste artigo é apresentada uma análise comparativa dos resultados numéricos das teorias de transporte e difusão de nêutrons para problemas multigrupo em estado estacionário e transiente. A equação de transporte de nêutrons é conhecida como a que melhor descreve o comportamento da população de nêutrons em um reator nuclear. Entretanto, devido à dificuldade de trabalhar com sua forma completa, outros modelos são considerados como aproximações desta equação. Uma dessas aproximações é a equação de difusão de nêutrons, que usa a Lei de Fick. É bem sabido, contudo, que o modelo de difusão pode não funcionar bem em condições específicas. O objetivo deste trabalho é estabelecer uma comparação quantitativa dos resultados numéricos obtidos para o autovalor dominante K e para os fluxos escalares nas duas teorias e analisar a influência do modelo nos resultados.