Дисертації з теми "Neutron transport problem"
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Scipolo, Vittorio. "Scattered neutron tomography based on a neutron transport problem." Texas A&M University, 2004. http://hdl.handle.net/1969.1/2791.
Повний текст джерелаScheben, Fynn. "Iterative methods for criticality computations in neutron transport theory." Thesis, University of Bath, 2011. https://ethos.bl.uk/OrderDetails.do?uin=uk.bl.ethos.545319.
Повний текст джерелаCarreño, Sánchez Amanda María. "Integration methods for the time dependent neutron diffusion equation and other approximations of the neutron transport equation." Doctoral thesis, Universitat Politècnica de València, 2020. http://hdl.handle.net/10251/144771.
Повний текст джерела[CAT] Un dels objectius més importants per a l'anàlisi de la seguretat en el camp de l'enginyeria nuclear és el càlcul, ràpid i precís, de l'evolució de la potència dins del nucli d'un reactor. La distribució dels neutrons pot modelar-se mitjançant l'equació del transport de Boltzmann. La solució d'aquesta equació per a un reactor realístic no pot obtenir's de manera senzilla. És per això que han de considerar-se aproximacions numèriques. En primer lloc, la tesi se centra en l'obtenció de la solució per a diversos problemes estàtics associats amb l'equació de difusió neutrònica: els modes lambda, els modes gamma i els modes alpha. Per a la discretització espacial s'ha utilitzat un mètode d'elements finits d'alt ordre. Algunes de les característiques dels problemes espectrals s'analitzaran i es compararan per a diferents reactors. Tanmateix, diversos solucionadors de problemes d'autovalors i estratègies es desenvolupen per a calcular els problemes obtinguts de la discretització espacial. La majoria dels treballs per a resoldre l'equació de difusió neutrònica estan dissenyats per a l'aproximació de dos grups d'energia i sense considerar dispersió de neutrons del grup tèrmic al grup ràpid. El principal avantatge de la metodologia exposada és que no depèn de la geometria del reactor, del tipus de problema d'autovalors ni del nombre de grups d'energia del problema. Seguidament, s'obté la solució de les equacions estacionàries d'harmònics esfèrics. La implementació d'aquestes equacions té dues principals diferències respecte a l'equació de difusió. Primer, la discretització espacial es realitza a nivell de pin a partir de l'estudi de diferents malles. Segon, el nombre de grups d'energia és, generalment, major que dos. D'aquesta forma, es desenvolupen estratègies a blocs per a optimitzar el càlcul dels problemes algebraics associats. Finalment, s'implementa un mètode modal amb actualitzacions dels modes per a integrar l'equació de difusió neutrònica dependent del temps. Es presenten i es comparen els mètodes modals basats en l'expansió dels diferents modes espacials per a diversos tipus de transitoris. A més a més, un control de pas de temps adaptatiu es desenvolupa, evitant l'actualització dels modes d'una manera fixa i adaptant el pas de temps en funció de vàries estimacions de l'error.
[EN] One of the most important targets in nuclear safety analyses is the fast and accurate computation of the power evolution inside of the reactor core. The distribution of neutrons can be described by the neutron transport Boltzmann equation. The solution of this equation for realistic nuclear reactors is not straightforward, and therefore, numerical approximations must be considered. First, the thesis is focused on the attainment of the solution for several steady-state problems associated with neutron diffusion problem: the $\lambda$-modes, the $\gamma$-modes and the $\alpha$-modes problems. A high order finite element method is used for the spatial discretization. Several characteristics of each type of spectral problem are compared and analyzed on different reactors. Thereafter, several eigenvalue solvers and strategies are investigated to compute efficiently the algebraic eigenvalue problems obtained from the discretization. Most works devoted to solve the neutron diffusion equation are made for the approximation of two energy groups and without considering up-scattering. The main property of the proposed methodologies is that they depend on neither the reactor geometry, the type of eigenvalue problem nor the number of energy groups. After that, the solution of the steady-state simplified spherical harmonics equations is obtained. The implementation of these equations has two main differences with respect to the neutron diffusion. First, the spatial discretization is made at level of pin. Thus, different meshes are studied. Second, the number of energy groups is commonly bigger than two. Therefore, block strategies are developed to optimize the computation of the algebraic eigenvalue problems associated. Finally, an updated modal method is implemented to integrate the time-dependent neutron diffusion equation. Modal methods based on the expansion of the different spatial modes are presented and compared in several types of transients. Moreover, an adaptive time-step control is developed that avoids setting the time-step with a fixed value and it is adapted according to several error estimations.
Carreño Sánchez, AM. (2020). Integration methods for the time dependent neutron diffusion equation and other approximations of the neutron transport equation [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/144771
TESIS
Willert, Jeffrey Alan. "Hybrid Deterministic/Monte Carlo Methods for Solving the Neutron Transport Equation and k-Eigenvalue Problem." Thesis, North Carolina State University, 2013. http://pqdtopen.proquest.com/#viewpdf?dispub=3575891.
Повний текст джерелаThe goal of this thesis is to build hybrid deterministic/Monte Carlo algorithms for solving the neutron transport equation and associated k-eigenvalue problem. We begin by introducing and deriving the transport equation before discussing a series of deterministic methods for solving the transport equation. To begin we consider moment-based acceleration techniques for both the one and two-dimensional fixed source problems. Once this machinery has been developed, we will apply similar techniques for computing the dominant eigenvalue of the neutron transport equation. We'll motivate the development of hybrid methods by describing the deficiencies of deterministic methods before describing Monte Carlo methods and their advantages. We conclude the thesis with a chapter describing the detailed implementation of hybrid methods for both the fixed-source and k-eigenvalue problem in both one and two space dimensions. We'll use a series of test problems to demonstrate the effectiveness of these algorithms before hinting at some possible areas of future work.
Picoloto, Camila Becker. "Formulações espectronodais em cálculos neutrônicos multidimensionais." reponame:Biblioteca Digital de Teses e Dissertações da UFRGS, 2015. http://hdl.handle.net/10183/118888.
Повний текст джерелаNeste trabalho, uma abordagem analítica é utilizada juntamente com esquemas nodais na resolução de problemas bidimensionais de transporte de nêutrons de fonte fixa, em geometria cartesiana, definidos em meio heterogêneo, com espalhamento anisotrópico. A metodologia proposta é desenvolvida a partir da versão em ordenadas discretas da equação de transporte bidimensional, juntamente com o esquema de quadratura simétrica de nível. As equações em ordenadas discretas são integradas transversalmente, originando equações unidimensionais para os fluxos angulares médios. Tais equações unidimensionais são resolvidas pelo método ADO (Analytical Discrete Ordinates). Expressões explícitas nas variáveis espaciais são derivadas para os fluxos angulares médios em cada região em que o domínio foi subdividido. A solução em cada região é acoplada às regiões vizinhas, para fornecer a solução no domínio todo, sem a utilização de métodos iterativos. Como usual em esquemas nodais, equações auxiliares são necessárias, recebendo neste estudo dois tratamentos distintos: um em que os fluxos desconhecidos nos contornos das regiões assumem relações de proporcionalidade, com os fluxos angulares médios; e, outro, em que esses fluxos são aproximados por polinômios de ordem zero sendo, nesse caso, incorporados ao termo fonte. Resultados numéricos obtidos e comparados com disponíveis na literatura mostram a viabilidade da formulação, mantendo a eficiência computacional já verificada no tratamento de outros problemas, com o uso do método ADO.
Mosher, Scott William. "A Variational Transport Theory Method for Two-Dimensional Reactor Core Calculations." Diss., Georgia Institute of Technology, 2004. http://hdl.handle.net/1853/5070.
Повний текст джерелаPounders, Justin Michael. "A coarse-mesh transport method for time-dependent reactor problems." Diss., Georgia Institute of Technology, 2010. http://hdl.handle.net/1853/39586.
Повний текст джерелаByambaakhuu, Tseelmaa. "Development of Advanced Numerical Methods for Solving Neutron Transport Problems: DG-DSA and the Shishkin Mesh for Problems with Sharp Layers." The Ohio State University, 2021. http://rave.ohiolink.edu/etdc/view?acc_num=osu1618855174338701.
Повний текст джерелаMosher, Scott William. "Implementation of an adaptive importance sampling technique in MCNP for monoenergetic slab problems." Thesis, Georgia Institute of Technology, 2001. http://hdl.handle.net/1853/17100.
Повний текст джерелаMilitão, Damiano da Silva. "Um modelo para a reconstrução angular e espacial analítica do problema de transporte unidimensional de partículas neutras usando um método espectro-nodal." Universidade do Estado do Rio de Janeiro, 2007. http://www.bdtd.uerj.br/tde_busca/arquivo.php?codArquivo=416.
Повний текст джерелаNesta dissertação propomos a utilização do método espectro-nodal SGF, cf. spectral Greens function, para transporte SN de partículas neutras, para determinarmos os fluxos angulares nas interfaces das regiões homogêneas do domínio espacial heterogêneo, com espalhamento linearmente anisotrópico usando preferencialmente altas ordens de quadraturas angulares. As reconstruções espaciais analíticas dos fluxos angulares são feitas no interior das regiões homogêneas, determinando as constantes arbitrárias da solução analítica local das equações SN no interior dos nodos espaciais da grade de dicretização. A seguir, utilizando essas constantes, determinamos as expressões do fluxo escalar e da corrente de nêutrons, que são substituídas na equação de transporte unidimensional em geometria retangular Cartesiana no termo de fonte por espalhamento linearmente anisotrópico. Resolvemos analiticamente a equação de transporte com os termos do fluxo escalar e corrente de nêutrons assim aproximados para estimarmos o perfil do fluxo angular de nêutrons no domínio. Esta reconstrução analítica aproximada da solução da equação de transporte de partículas neutras em geometria unidimensional Cartesiana constitui um problema inverso, na medida em que a partir da solução nodal de malha grossa fazemos primeiramente uma reconstrução analítica espacial do fluxo angular nas direções das ordenadas discretas, para em seguida procedermos à reconstrução analítica aproximada do fluxo no domínio angular.
We describe the application of the spectral Greens function SN nodal method for one-speed neutral particle transport calculations to determine the angular fluxes at the homogeneized regions within heterogeneous domains, for linearly anisotropic scattering, using preferably high-order angular quadratures. The reconstruction scheme in the space variable of the angular flux is carried out within the homogenized regions using uniform spatial grid. We determine the arbitrary constants of the analytical SN general solution inside each spatial node. Then, we determine the SN expression for the scalar flux and total current that we substitute into the analytical slab-geometry transport equation, precisely into its linearly anisotropic scattering source term. Further, we solve analytically the slab-geometry transport equation, so approximated, to obtain the flux profile within the space and angular domains. This approximate analytical reconstruction scheme of the solution of the neutral particle transport equation in slab geometry is an inverse problem, in the sense that we use accurate coarse-mesh SN numerical solution, to recover the SN analytical solution in the space variable, and then reconstruct the solution approximately in the angular domain.
Oliveira, Francisco Bruno Souza. "Problema inverso de reconstrução analítica aproximada da solução da equação de transporte de partículas neutras monoenergéticas em geometria unidimensional cartesiana com espalhamento isotrópico." Universidade do Estado do Rio de Janeiro, 2007. http://www.bdtd.uerj.br/tde_busca/arquivo.php?codArquivo=779.
Повний текст джерелаWe offer in this work an application of the SGF method, cf., spectral Greens function, to generate the angular fluxes at the region interfaces of multilayer slabs, using high-order angular quadrature sets in the one-speed discrete ordinates (SN) formulation of the neutral particle transport equation. Using the SGF coarse-mesh numerical solution, we first determine the arbitrary constants of the analytical general solution of the SN equations within each spatial node. Then, we use the angular quadrature formula to estimate the expression of the scalar flux distribution, that we substitute into the isotropic scattering source term of the transport equation. We solve analytically the slab-geometry transport equation, with the scattering source so approximated, in order to generate the angular flux profile within each spatial node. As the SGF method generates coarse-mesh numerical solution, which is completely free from spatial truncation errors, we expect that the offered approximate analytical reconstruction scheme be accurate enough for the localized angular flux distribution, considering the node interface continuity conditions within the domain. This technique is thought of as an inverse problem since from the SGF coarse-mesh nodal solution we are able to reconstruct the angular flux profile at any point inside the domain.
Menezes, Welton Alves de. "Métodos espectronodais para cálculos de transporte de partículas neutras com fonte fixa na formulação de ordenadas discretas e multigrupo de energia." Universidade do Estado do Rio de Janeiro, 2012. http://www.bdtd.uerj.br/tde_busca/arquivo.php?codArquivo=4710.
Повний текст джерелаUm método espectronodal é desenvolvido para problemas de transporte de partículas neutras de fonte fixa, multigrupo de energia em geometria cartesiana na formulação de ordenadas discretas (SN). Para geometria unidimensional o método espectronodal multigrupo denomina-se método spectral Greens function (SGF) com o esquema de inversão nodal (NBI) que converge solução numérica para problemas SN multigrupo em geometria unidimensional, que são completamente livre de erros de truncamento espacial para ordem L de anisotropia de espalhamento desde que L < N. Para geometria X; Y o método espectronodal multigrupo baseia-se em integrações transversais das equações SN no interior dos nodos de discretização espacial, separadamente nas direções coordenadas x e y. Já que os termos de fuga transversal são aproximados por constantes, o método nodal resultante denomina-se SGF-constant nodal (SGF-CN), que é aplicado a problemas SN multigrupo de fonte fixa em geometria X; Y com espalhamento isotrópico. Resultados numéricos são apresentados para ilustrar a eficiência dos códigos SGF e SGF-CN e a precisão das soluções numéricas convergidas em cálculos de malha grossa.
A spectral nodal method is described for neutral particle energy multigroup fixed-source transport problems in cartesian geometry in the discrete ordinates (SN) formulation. For slab geometry the offered multigroup spectral nodal method is referred to as the spectral Greens function (SGF) method with the one-node block inversion (NBI) iterative scheme, which converges numerical solutions to multigroup slab-geometry SN problems, that are completely free from spatial truncation errors for scattering anisotropy of order L, provided L < N. For X; Y-geometry, the offered multigroup spectral nodal method is based on transverse integrations of the SN equations inside the discretization nodes, separately in x- and y- coordinate directions. Since the transverse-leakage terms are approximated by constants, the resulting nodal method is referred to as the multigroup SGF-contant nodal (SGF-CN) method, which is applied for multigroup X; Y-geometry fixed-source SN problems with isotropic scattering. Numerical results are presented to illustrate the efficiency of the SGF and SGF-CN codes and the accuracy of the converged numerical solutions in coarse-mesh calculations.
Barichello, Liliane Basso. "Formulação analítica para solução do problema de ordenada discreta unidimensional." reponame:Biblioteca Digital de Teses e Dissertações da UFRGS, 1992. http://hdl.handle.net/10183/1383.
Повний текст джерелаSimch, Márcia Rosales Ribeiro. "Solução LTSn para problemas de transferência radiativa com polarização em geometria plana." reponame:Biblioteca Digital de Teses e Dissertações da UFRGS, 2004. http://hdl.handle.net/10183/5432.
Повний текст джерелаMenezes, Welton Alves de. "Reconstrução intranodal da solução numérica gerada pelo método espectronodal constante para problemas Sn de autovalor em geometria retangular bidimensional." Universidade do Estado do Rio de Janeiro, 2009. http://www.bdtd.uerj.br/tde_busca/arquivo.php?codArquivo=875.
Повний текст джерелаNesta dissertação o método espectronodal SD-SGF-CN, cf. spectral diamond spectral Green's function - constant nodal, é utilizado para a determinação dos fluxos angulares médios nas faces dos nodos homogeneizados em domínio heterogêneo. Utilizando esses resultados, desenvolvemos um algoritmo para a reconstrução intranodal da solução numérica visto que, em cálculos de malha grossa, soluções numéricas mais localizadas não são geradas. Resultados numéricos são apresentados para ilustrar a precisão do algoritmo desenvolvido.
In this dissertation the spectral nodal method SD-SGF-CN, cf. spectral diamond spectral Green's function - constant nodal, is used to determine the angular fluxes averaged along the edges of the homogenized nodes in heterogeneous domains. Using these results, we developed an algorithm for the reconstruction of the node-edge average angular fluxes within the nodes of the spatial grid set up on the domain, since more localized numerical solutions are not generated by coarse-mesh numerical methods. Numerical results are presented to illustrate the accuracy of the algorithm we offer.
Militão, Damiano da Silva. "Desenvolvimento de um método espectronodal livre de erros de truncamento espacial para problemas adjuntos de transporte de partículas neutras monoenergéticas na formulação de ordenadas discretas em geometria unidimensional." Universidade do Estado do Rio de Janeiro, 2011. http://www.bdtd.uerj.br/tde_busca/arquivo.php?codArquivo=3210.
Повний текст джерелаUm método numérico nodal livre de erros de truncamento espacial é desenvolvido para problemas adjuntos de transporte de partículas neutras monoenergéticas em geometria unidimensional com fonte fixa na formulação de ordenadas discretas (SN). As incógnitas no método são os fluxos angulares adjuntos médios nos nodos e os fluxos angulares adjuntos nas fronteiras dos nodos, e os valores numéricos gerados para essas quantidades são os obtidos a partir da solução analítica das equações SN adjuntas. O método é fundamentado no uso da convencional equação adjunta SN discretizada de balanço espacial, que é válida para cada nodo de discretização espacial e para cada direção discreta da quadratura angular, e de uma equação auxiliar adjunta não convencional, que contém uma função de Green para os fluxos angulares adjuntos médios nos nodos em termos dos fluxos angulares adjuntos emergentes das fronteiras dos nodos e da fonte adjunta interior. Resultados numéricos são fornecidos para ilustrarem a precisão do método proposto.
A numerical nodal method that is free from all spatial truncation errors is developed for one-speed slab-geometry discrete ordinates (SN) fixed-source adjoint neutral particle transport problems. The unknown in the method are the node-edge and the node-average adjoint angular fluxes, and the numerical values obtained for these quantities are those of the analytic solution of the adjoint SN equations. The method is based on the use of the standard spatially discretized SN balance adjoint equation, which holds in each spatial node and for each discrete ordinates direction, and a nonstandard adjoint auxiliary equation that contains a Greens function for the node-average adjoint angular fluxes in terms of the exiting adjoint angular fluxes from the node edges and the adjoint interior source. Numerical results are given to illustrate the methods accuracy.
LEAL, André Luiz do Carmo. "Método analítico de aproximação polinomial para problemas de ordenadas discretas em geometria cartesiana unidimensional." reponame:Repositório Institucional do IEN, 2008. http://hdl.handle.net/ien/566.
Повний текст джерелаMade available in DSpace on 2014-01-15T12:29:11Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2008_02.pdf: 348483 bytes, checksum: 1650adb7187b0d98711ba6bbcf767b97 (MD5) Previous issue date: 2008
Neste trabalho, nós desenvolvemos um método de aproximação polinomial para obtermos as funções de transferência que aparecem nas equações auxiliares do método SGF para problemas monoenergéticos com espalhamento linearmente anisotrópico em geometria Cartesiana unidimensional. Para isto, utilizamos os polinômios de Lagrange para comparar os resultados numéricos com aqueles gerados pelo método SGF analítico aplicado a problemas SN em domínios heterogêneos. Este trabalho é um estudo preliminar para um novo propósito, que é a aproximação das exponenciais que aparecem nos termos de fuga transversal do método ExpN-SGF.
In this work we evaluate polynomial approximations to obtain the transfer functions that appear in SGF auxiliary equations (Green´s Functions) for monoenergetic linearly anisotropic scattering SN equations in one-dimensional Cartesian geometry. For this task we use Lagrange Polynomials in order to compare the numerical results with the ones generated by the standard SGF method applied to SN problems in heterogeneous domains. This work is a preliminary investigation of a new proposal for handling the transverse leakage terms that appear in the transverse-integrated one-dimensional SN equations when we use the SGF – exponential nodal method (SGF-ExpN) in multidimensional rectangular geometry.
Hauser, Eliete Biasotto. "Desenvolvimento de um método nodal analítico para problemas de ordenadas discretas em geometrias cartesianas bidimensional e tridimensional em domínios homogêneos e heterogêneos." reponame:Biblioteca Digital de Teses e Dissertações da UFRGS, 2006. http://hdl.handle.net/10183/8963.
Повний текст джерелаIn this work we extend the LTSN2D-DiagExp method for heterogeneous twodimensional neutral particle transport problems and we construct a new algorithm to numerically solve three-dimensional discrete ordinates equations SN in homogeneous and heterogeneous domains, that we refer to as the LTSN3D-DiagExp method. The essence of these methods are the diagonalization of the SN transport matrices. The transverse leakage terms that appear in the transverse integrated SN equations, are represented by exponential functions with decay constant depending on the characteristics of the material associated to the medium the particles leave behind. As the eigenvalues can have multiplicity greater than one, we present a spectral analysis in order to find the eigenvalues and corresponding linearly independent eigenvectors. Moreover, a study about the condition of the transport matrix is offered. We define the errors in the approach flow and the formula of the quadrature, and establish a relation between them. The convergence occurs depending on the boundary conditions and the adequate choice of the angular quadrature scheme. We present numerical results generated by present methods (LTSN2D-DiagExp and LTSN3D-DiagExp) applied to model problems available in the literature.
Lydia, Emílio Jorge. "Um método de matriz resposta com esquema iterativo de inversão parcial por região para problemas unidimensionais de transporte de nêutrons monoenergéticos na formulação de ordenadas discretas." Universidade do Estado do Rio de Janeiro, 2011. http://www.bdtd.uerj.br/tde_busca/arquivo.php?codArquivo=3208.
Повний текст джерелаPresented here is a response matrix (RM) method, which solves numerically fixedsource one-speed slab-geometry neutron transport problems in the discrete ordinates (SN) formulation. The numerical solutions are completely free from spatial truncation errors. Therefore, the RM method with the RBI iterative scheme converges numerical values for the region-edge angular fluxes, which coincide with the numerical values generated from the analytical solution, apart from computational finite arithmetic considerations. A spatial reconstruction scheme has also been developed to yield the detailed profile of the scalar flux using a fixed step defined by the code user. Numerical results are given to illustrate the offered methods accuracy.
MORAES, Sérgio Ricardo dos Santos. "Computação paralela em cluster de GPU aplicado a problema da engenharia nuclear." reponame:Repositório Institucional do IEN, 2012. http://hdl.handle.net/ien/538.
Повний текст джерелаMade available in DSpace on 2013-12-09T12:17:20Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2012_01.pdf: 1805099 bytes, checksum: c22681117de84a4db428c8b495af3eab (MD5) Previous issue date: 2012
A computação em cluster tem sido amplamente utilizada como uma alternativa de relativo baixo custo para processamento paralelo em aplicações científicas. Com a utilização do padrão de interface de troca de mensagens (MPI, do inglês Message-Passing Interface), o desenvolvimento tornou-se ainda mais acessível e difundido na comunidade científica. Uma tendência mais recente é a utilização de Unidades de Processamento Gráfico (GPU, do inglês Graphic Processing Unit), que são poderosos coprocessadores capazes de realizar centenas de instruções ao mesmo tempo, podendo chegar a uma capacidade de processamento centenas de vezes a de uma CPU. Entretanto, um microcomputador convencional não abriga, em geral, mais de duas GPUs. Portanto, propõe-se neste trabalho o desenvolvimento e avaliação de uma abordagem paralela híbrida de baixo custo na solução de um problema típico da engenharia nuclear. A ideia é utilizar a tecnologia de paralelismo em clusters (MPI) em conjunto com a de programação de GPUs (CUDA, do inglês Compute Unified Device Architecture) no desenvolvimento de um sistema para simulação do transporte de nêutrons, através de uma blindagem por meio do Método Monte Carlo. Utilizando a estrutura física de cluster composto de quatro computadores com processadores quad-core e 2 GPUs cada, foram desenvolvidos programas utilizando as tecnologias MPI e CUDA. Experimentos empregando diversas configurações, desde 1 até 8 GPUs, foram executados e comparados entre si, bem como com o programa sequencial (não paralelo). Observou-se uma redução do tempo de processamento da ordem de 2.000 vezes quando se comparada a versão paralela de 8 GPUs com a versão sequencial. Os resultados aqui apresentados são discutidos e analisados com o objetivo de destacar ganhos e possíveis limitações da abordagem proposta.
Cluster computing has been widely used as a low cost alternative for parallel processing in scientific applications. With the use of Message-Passing Interface (MPI) protocol development became even more accessible and widespread in the scientific community. A more recent trend is the use of Graphic Processing Unit (GPU), which is a powerful co-processor able to perform hundreds of instructions in parallel, reaching a capacity of hundreds of times the processing of a CPU. However, a standard PC does not allow, in general, more than two GPUs. Hence, it is proposed in this work development and evaluation of a hybrid low cost parallel approach to the solution to a nuclear engineering typical problem. The idea is to use clusters parallelism technology (MPI) together with GPU programming techniques (CUDA – Compute Unified Device Architeture) to simulate neutron transport through a slab using Monte Carlo method. By using a cluster comprised by four quad-core computers with 2 GPU each, it has been developed programs using MPI and CUDA technologies. Experiments, applying different configurations, from 1 to 8 GPUs has been performed and results were compared with the sequential (non-parallel) version. A speed up of about 2.000 times has been observed when comparing the 8- GPU with the sequential version. Results here presented are discussed and analysed with the objective of outlining gains and possible limitations of the proposed approah.
CALDEIRA, ALEXANDRE D. "Solucoes Psubn para os problemas da moderacao e do calculo de celula em geometria plana." reponame:Repositório Institucional do IPEN, 1999. http://repositorio.ipen.br:8080/xmlui/handle/123456789/10730.
Повний текст джерелаMade available in DSpace on 2014-10-09T13:56:29Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06501.pdf: 3346863 bytes, checksum: c0335a4d0d89d17de7ff520ce20eae25 (MD5)
Tese (Doutoramento)
IPEN/T
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP
Gomes, Rodrigo Reis. "Simulações de problemas inversos com aplicações em engenharia nuclear usando técnicas de transporte de partículas neutras monoenergéticas na formulação unidimensional de ordenadas discretas." Universidade do Estado do Rio de Janeiro, 2012. http://www.bdtd.uerj.br/tde_busca/arquivo.php?codArquivo=3812.
Повний текст джерелаNeste trabalho, três técnicas para resolver numericamente problemas inversos de transporte de partículas neutras a uma velocidade para aplicações em engenharia nuclear são desenvolvidas. É fato conhecido que problemas diretos estacionários e monoenergéticos de transporte são caracterizados por estimar o fluxo de partículas como uma função-distribuição das variáveis independentes de espaço e de direção de movimento, quando os parâmetros materiais (seções de choque macroscópicas), a geometria, e o fluxo incidente nos contornos do domínio (condições de contorno), bem como a distribuição de fonte interior são conhecidos. Por outro lado, problemas inversos, neste trabalho, buscam estimativas para o fluxo incidente no contorno, ou a fonte interior, ou frações vazio em barras homogêneas. O modelo matemático usado tanto para os problemas diretos como para os problemas inversos é a equação de transporte independente do tempo, a uma velocidade, em geometria unidimensional e com o espalhamento linearmente anisotrópico na formulação de ordenadas discretas (SN). Nos problemas inversos de valor de contorno, dado o fluxo emergente em um extremo da barra, medido por um detector de nêutrons, por exemplo, buscamos uma estimativa precisa para o fluxo incidente no extremo oposto. Por outro lado, nos problemas inversos SN de fonte interior, buscamos uma estimativa precisa para a fonte armazenada no interior do domínio para fins de blindagem, sendo dado o fluxo emergente no contorno da barra. Além disso, nos problemas inversos SN de fração de vazio, dado o fluxo emergente em uma fronteira da barra devido ao fluxo incidente prescrito no extremo oposto, procuramos por uma estimativa precisa da fração de vazio no interior da barra, no contexto de ensaios não-destrutivos para aplicações na indústria. O código computacional desenvolvido neste trabalho apresenta o método espectronodal de malha grossa spectral Greens function (SGF) para os problemas diretos SN em geometria unidimensional para gerar soluções numéricas precisas para os três problemas inversos SN descritos acima. Para os problemas inversos SN de valor de contorno e de fonte interior, usamos a propriedade da proporcionalidade da fuga de partículas; ademais, para os problemas inversos SN de fração de vazio, oferecemos a técnica a qual nos referimos como o método físico da bissecção. Apresentamos resultados numéricos para ilustrar a precisão das três técnicas, conforme descrito nesta tese.
In this work, three techniques for numerically solving one-speed neutral particle inverse transport problems for nuclear engineering applications are developed. It is well known that direct steady-state monoenergetic transport problems are characterized by estimating the flux of particles as a distribution function of space and direction-of-motion independent variables, when the material parameters (cross sections), the geometry, and the incoming flux at the boundaries of the domain (boundary conditions), as well as the interior source distribution are known. Conversely, inverse problems, in this work, seek for estimates to the incident boundary flux, or interior source, or void fractions in homogeneous slabs. The mathematical model used for direct and inverse problems is the time-independent one-speed slab-geometry transport equation with linearly anisotropic scattering in the discrete ordinates (SN) formulation. In the boundary-value inverse problems, given the existing flux at one boundary of the slab, as measured by a neutron detector, for example, we seek for accurate estimate for the incident flux at the opposite boundary. On the other hand, in the interior source inverse SN problems, we seek for accurate estimate for the interior source stored within the slab for shielding purpose, given the exiting flux at the boundary of the slab. Furthermore, as with the void fraction inverse SN problems, given the exiting flux at one boundary of the slab due to prescribed incident flux at the opposite boundary, we seek for accurate estimate of the void fraction within the slab in the context of non-destructive testing applications in industry. The computer code developed in this work presents the coarse-mesh spectral Greens function (SGF) nodal method for direct SN problems in slab geometry to generate accurate numerical solutions to the three inverse SN problems described above. For the boundary-value and interior source inverse SN problems, we use the proportionality property of the leakage of particles; moreover, for the void fraction inverse SN problems, we offer the technique that we refer to as the physical bisection method. We present numerical results to illustrate the accuracy of the three techniques, as described in this dissertation.
Ceolin, Celina. "A equação unidimensional de difusão de nêutrons com modelo multigrupo de energia e meio heterogêneo : avaliação do fluxo para problemas estacionários e de cinética." reponame:Biblioteca Digital de Teses e Dissertações da UFRGS, 2014. http://hdl.handle.net/10183/96762.
Повний текст джерелаIn the present dissertation the one-dimensional neutron diffusion equation for stationary and kinetic problems in a multi-layer slab has been solved considering the multi-group energy model. One of the objectives and innovation in this work is to obtain an approximate solution with error estimation, accuracy control and in the form of an analytical expression. With this solution there is no need for interpolation schemes, which are usually needed in case of discretization of the domain. The neutron flux is expanded in a Taylor series whose coefficients are found using the differential equation and the boundary and interface conditions. The domain is divided into several layers, whose size and the polynomial order can be adjusted according to the required accuracy. To solve the eigenvalue problem the conventional power method has been used. The methodology is applied in a benchmark problem consisting of the solution of the diffusion equation as an initial condition and solving kinetic problems for different transients. The results are compared successfully with the ones in the literature. The convergence of the series is guaranteed by applying a criterion based on the Lipschitz criterion for continuous functions. Note that the solution obtained, together with the convergence analysis, shows the robustness and accuracy of this methodology.
Matavosian, Robert. "Complex problems arising in the collision probability theory for neutron transport." Thesis, 2007. http://hdl.handle.net/2152/3789.
Повний текст джерелаPandya, Tara M. "Long Characteristic Method in Space and Time for Transport Problems." 2009. http://hdl.handle.net/1969.1/ETD-TAMU-2009-12-7484.
Повний текст джерелаPatel, Amin. "Transport-theory-equivalent diffusion coefficients for node-homogenized neutron diffusion problems in CANDU lattices." Thesis, 2010. http://hdl.handle.net/10155/87.
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Subramanian, Chandramowli [Verfasser]. "High performance computing for stability problems : applications to hydrodynamic stability and neutron transport criticality / von Chandramowli Subramanian." 2011. http://d-nb.info/101123582X/34.
Повний текст джерелаNulty, Stuart. "Investigation of a Magnetically Enhanced Inductively Coupled Negative Ion Plasma Source." Phd thesis, 2018. http://hdl.handle.net/1885/148842.
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