Desenvolvimento de um simulador computacional para problemas globais de reatores nucleares

Resumen

Nos dias de hoje, as áreas de pesquisas que mais se desenvolvem, relacionadas às engenharias, estão diretamente vinculadas aos vários aspectos da modelagem computacional.  É uma metodologia moderna de investigação que requer a aplicação de algoritmos computacionais sofisticados e eficientes. Na área de Engenharia Nuclear, na simulação de problemas envolvendo cálculos globais de reatores nucleares, procuramos desenvolver algoritmos computacionais que possam descrever com grande precisão a distribuição de potência nuclear, a variação de reatividade no núcleo do reator, o cálculo de queima do combustível nuclear, problemas de recarga de reatores nucleares etc [1].  Essas modelagens computacionais se justificam pois estão diretamente relacionadas com o funcionamento de um reator nuclear, opção energética viável para a atenuação de problemas relativos a questão do aquecimento global. Neste trabalho, propomos o desenvolvimento de uma modelagem computacional para o cálculo de distribuição de potência nuclear e o fator de multiplicação efetivo (keff) [1], domínio unidimensional, nêutrons monoenergético e regime estacionário, usando a equação de transporte de nêutrons, na formulação de ordenadas discretas (SN) [2-3].  Esse problema não possui solução analítica sendo necessária uma abordagem numérica dessa solução.  O método usado para a discretização da variável espacial do fluxo angular de nêutrons é o método de malha grossa espectro-nodal híbrido SD-SGF [4], c.f., spectral Diamond-spectral Greens function.  Esse hibridismo é necessário para garantirmos a estabilidade numérica dos algoritmos computacionais desenvolvidos.  O método SD [4] é usado em regiões multiplicativas (onde há a presença do fenômeno da fissão) e o método SGF [5] é utilizado nas regiões não-multiplicativas (onde não há fissão) do domínio material de interesse.  Na solução das equações de transporte de nêutrons discretizadas de balanço espacial (SN), com condições de contorno apropriadas [1,2] e as equações auxiliares SD-SGF, usamos o método iterativo NBI [5], cf., “Onenode block inversion” para os cálculos dos fluxos angulares (iterações internas) e o tradicional método das potências (iterações externas) [6-7], para o cálculo do fator de multiplicação efetivo (keff).  Os resultados dessas simulações serão comparados com o tradicional método de malha fina DD, cf., Diamond Difference [2,4], convencionalmente usado nesse tipo de simulação. Os algoritmos de solução dos problemas modelados serão implementados num simulador computacional em linguagem MatLab, o mesmo que foi utilizado para gerar os resultados do trabalho da referência [8], sendo que aqui os problemas desenvolvidos foram de blindagem de nêutrons, ou seja, problemas de fonte-fixa, também de grande interesse no funcionamento de reatores nucleares de potência.