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Nos dias de hoje, as areas de pesquisas que mais se desenvolvem, relacionadas as engenharias, estao diretamente vinculadas aos varios aspectos da modelagem computacional.  E uma metodologia moderna de investigacao que requer a aplicacao de algoritmos computacionais sofisticados e eficientes. Na area de Engenharia Nuclear, na simulacao de problemas envolvendo calculos globais de reatores nucleares, procuramos desenvolver algoritmos computacionais que possam descrever com grande precisao a distribuicao de potencia nuclear, a variacao de reatividade no nucleo do reator, o calculo de queima do combustivel nuclear, problemas de recarga de reatores nucleares etc [1].  Essas modelagens computacionais se justificam pois estao diretamente relacionadas com o funcionamento de um reator nuclear, opcao energetica viavel para a atenuacao de problemas relativos a questao do aquecimento global. Neste trabalho, propomos o desenvolvimento de uma modelagem computacional para o calculo de distribuicao de potencia nuclear e o fator de multiplicacao efetivo (keff) [1], dominio unidimensional, neutrons monoenergetico e regime estacionario, usando a equacao de transporte de neutrons, na formulacao de ordenadas discretas (SN) [2-3].  Esse problema nao possui solucao analitica sendo necessaria uma abordagem numerica dessa solucao.  O metodo usado para a discretizacao da variavel espacial do fluxo angular de neutrons e o metodo de malha grossa espectro-nodal hibrido SD-SGF [4], c.f., spectral Diamond-spectral Greens function.  Esse hibridismo e necessario para garantirmos a estabilidade numerica dos algoritmos computacionais desenvolvidos.  O metodo SD [4] e usado em regioes multiplicativas (onde ha a presenca do fenomeno da fissao) e o metodo SGF [5] e utilizado nas regioes nao-multiplicativas (onde nao ha fissao) do dominio material de interesse.  Na solucao das equacoes de transporte de neutrons discretizadas de balanco espacial (SN), com condicoes de contorno apropriadas [1,2] e as equacoes auxiliares SD-SGF, usamos o metodo iterativo NBI [5], cf., “Onenode block inversion” para os calculos dos fluxos angulares (iteracoes internas) e o tradicional metodo das potencias (iteracoes externas) [6-7], para o calculo do fator de multiplicacao efetivo (keff).  Os resultados dessas simulacoes serao comparados com o tradicional metodo de malha fina DD, cf., Diamond Difference [2,4], convencionalmente usado nesse tipo de simulacao. Os algoritmos de solucao dos problemas modelados serao implementados num simulador computacional em linguagem MatLab, o mesmo que foi utilizado para gerar os resultados do trabalho da referencia [8], sendo que aqui os problemas desenvolvidos foram de blindagem de neutrons, ou seja, problemas de fonte-fixa, tambem de grande interesse no funcionamento de reatores nucleares de potencia.

Desenvolvimento de um simulador computacional para problemas globais de reatores nucleares