Simposio LAS/ANS 2007 / 2007 LAS/ANS Symposium XVIII Congreso Anual de la SNM / XVIII SNM Annual Meeting XXV Reunión Anual de la SMSR / XXV SMSR Annual Meeting Copatrocinado por la AMEE / Co-sponsored by AMEE Cancún, Quintana Roo, MÉXICO, del 1 al 5 de Julio 2007 / Cancun, Quintana Roo, MEXICO, July 1-5, 2007 Solución de la Ecuación de Transporte en Ordenadas Discretas y Geometría Hexagonal para Varias Condiciones de Simetría Edmundo del Valle Gallegos§, César Adrián Múgica Rodríguez Instituto Politécnico Nacional Escuela Superior de Física y Matemáticas Av. IPN s/n, Col. Lindavista, México, D. F., 07738, MEXICO evalle@esfm.ipn.mx; cmugica@ipn.mx. Ernest H. Mund Université Libre de Bruxelles Service de Métrologie Nucléaire (CP 165/84) B-1050 Bruselas, Bélgica emund@ulb.ac.be Resumen En este trabajo se resuelven las ecuaciones de transporte de neutrones en geometría hexagonal utilizando dos esquemas nodales tipo elemento finito fuertemente discontinuos denominados SD3 y SD8 (de sus siglas en inglés Strongly Discontinuous). La técnica fue formalmente desarrollada por del Valle y Mund para dos esquemas nodales tipo elemento finito débilmente discontinuos denominados WD3 y WD8 (de sus siglas en inglés Weakly Discontinuous) y para núcleos completos que consiste en descomponer cada hexágono en tres rombos y posteriormente cada rombo es convertido en un cuadrado mediante una transformación de Gordon y Hall. Se describe la aplicación en cada caso así como un problema de referencia para los que se proporcionan resultados para el factor de multiplicación efectivo así como el flujo escalar de neutrones promediado por ensamble. Se realizó una comparación con los resultados obtenidos previamente por del Valle y Mund para diferentes mallas de discretización. En lo particular se desarrollaron los programas THG-SD y HexCoreViewTool que permiten resolver las ecuaciones de transporte en geometría hexagonal usando los esquemas nodales mencionados y visualizar gráficamente los resultados que el primero provee. Una de las características de estos programas en que pueden resolver el problema para núcleo completo y tres diferentes condiciones de simetría: mitad de núcleo (simetría π ), un tercio de núcleo ( 2π / 3 ) y un sexto de núcleo ( π / 3 ) lo que permite reducir considerablemente el tiempo de cómputo así como los requisitos de memoria respecto del problema de núcleo completo, que era el que resolvía el programa THG. Los problemas benchmark utilizados y las comparaciones realizadas con los resultados reportados en la literatura con el código TWOHEX permiten afirmar que no obstante que THG-SD no considera el flujo de neutrones re-entrante las diferencias entre los flujos escalares de grupo promediados por región no exceden el 3 por ciento, mientras que el factor de multiplicación efectivo no rebasa el 0.5 por ciento. § Becario COFAA-IPN Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 335 Proceedings IJM Cancun 2007 on CDROM Edmundo del Valle Gallegos et al, Solución de la Ecuación de Transporte en Ordenadas Discretas y Geometría Hexagonal 1. INTRODUCCIÓN En este trabajo se describe la forma en que se aplican los esquemas nodales polinomiales de elemento finito fuertemente discontinuos SD3 y SD8, desarrollados por J. P. Hennart y E. del Valle en 1997 [1], para discretizar y resolver las ecuaciones de transporte de neutrones en ordenadas discretas y estado estacionario en núcleos formados por ensambles de combustible hexagonales siguiendo el método desarrollado por del E. del Valle y E. H. Mund [2,3] que consiste en dividir un hexágono en tres rombos que son transformados en cuadrados mediante una transformación transfinita de Gordon y Hall utilizando los esquemas débilmente discontinuos WD3 y WD8 [1]. Se desarrollaron dos herramientas computacionales designadas por THG-SD y HexCoreViewTool [4]. La primera, basada en lenguaje FORTRAN que resuelve en forma aproximada las ecuaciones de transporte considerando cuatro posibles configuraciones: a) sin simetría (núcleo completo), b) simetría π (mitad del núcleo), c) simetría 2π / 3 (tercera parte del núcleo), y d) simetría π / 3 (sexta parte del núcleo). La segunda, HexCoreViewTool, basada en lenguaje MATLAB, es una herramienta desarrollada como extensión complementaria para THG-SD la cual permite visualizar los resultados obtenidos en forma gráfica en mapa de colores y en forma numérica lo que hace muy funcional a esta pareja de programas. Los problemas benchmark o de prueba utilizados y las comparaciones realizadas con los resultados reportados en la literatura con el código TWOHEX permiten afirmar que no obstante que THG-SD no considera el flujo de neutrones re-entrante las diferencias entre los flujos escalares de grupo promediados por región no exceden el 3 por ciento, mientras que el factor de multiplicación efectivo no rebasa el 0.5 por ciento. En cuanto a los tiempos de cómputo requeridos para resolver un problema dado con simetría 2π/n donde n es un entero que puede tomar los valores 2, 3 y 6, es 100%/ n en relación al caso de núcleo completo. En cuanto a precisión, la solución que ofrecen los esquemas nodales fuertemente discontinuos SD3 y SD8 es prácticamente la misma que se obtiene con los esquemas débilmente discontinuos WD3 y WD8 cuando la malla es cada vez más y más fina. También, los estudios realizados permiten asegurar que la solución de un problema dado con malla gruesa (1x1 por rombo) para una aproximación de ordenadas discretas SN usando el esquema SD8 tiene una precisión similar a la que da la solución obtenida con una malla fina (4x4 por rombo) usando el esquema SD3. Los ahorros en los requisitos básicos de memoria para resolver un problema dado aprovechando las simetrías del mismo son sustanciales al igual que los tiempos de CPU utilizados para resolver el problema bajo estas condiciones lo que permite obtener resultados aún más precisos una vez que se tomen en cuenta los neutrones que regresan al sistema. 2. LA ECUACIÓN DE TRANSPORTE EN GEOMETRÍA HEXAGONAL Consideraremos como punto de partida la ecuación de transporte de neutrones monoenergéticos en ordenadas discretas [5,6], en 2D, en un dominio dado V, que es la unión de ensambles hexagonales de combustible nuclear con propiedades homogéneas: µk M ∂ψ k ∂ψ k +ν k + Σ tψ k = Σ s ∑ wλψ λ + S k (≡ Qk ), ∂x ∂y λ=1 (x , y ) ∈ V , 1≤ k ≤ M. (1) En esta ecuación, ψ k representa el flujo angular corespondiente al k-ésimo rayo de la aproximación angular de ordenadas discretas, también conocida como aproximación SN, con Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM Proceedings IJM Cancun 2007 on CDROM 336 Congreso Internacional Conjunto Cancún 2007 / International Joint Meeting Cancun 2007 coeficientes angulares µ k y ν k , siendo M el número total de rayos. El lado derecho de la Ec. (1), Qk , incluye las contribuciones debidas a las dispersiones y a las fisiones o a una fuente de neutrones independiente del flujo. Los coeficientes wλ son pesos de cuadratura asociados a las direcciones angulares (µ λ , vλ ) correspondientes al método de ordenadas discretas utilizado. En este trabajo la esfera unitaria correspondiente al ángulo sólido se divide en seis sextantes (Ω1 ,Κ , Ω 6 ) que se muestran en la Figura 1a. El número total de rayos asociados a la aproximación SN en 2D está dado por: M=3N(N+2)/4 (para geometría XY M es N(N+2)/2). A manera de ejemplo, los puntos sobre la Figura 1(a) denotan a las 18 ordenadas discretas que corresponden a la aproximación S4. La parte derecha (Figura 1b) muestra la distribución de los sextantes en un hexágono en particular. En un trabajo relacionado, del Valle y Mund [2,3] adoptaron el conjunto de ordenadas discretas que utiliza el código DIAMANT2 [7] el cual utiliza elementos triangulares para descomponer un hexágono y tratar este tipo de geometría. Figura 1. (a) Sectores angulares (código DIAMANT2) y conjunto de ordenadas discretas para la aproximación, (b) Sectores angulares en la partición en rombos de un hexágono genérico. 2.1 Técnica de Descomposición de un Hexágono Como ya se ha mencionado, cada hexágono es dividido en tres rombos, tal y como se muestra en la Figura 2, que son a su vez convertidos en cuadrados mediante transformaciones de Gordon y Hall. Por ejemplo, si se considera el rombo A en su sistema coordenado (x,y), entonces la transformación de Gordon y Hall, que lo convierte en un cuadrado en el sistema coordenado (ξ ,η ) , estará dada por: x = a (ξ − 1) / 2 , y = b(η + (ξ + 1) / 2 ), Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 337 (2) Proceedings IJM Cancún 2007 on CDROM Edmundo del Valle Gallegos et al, Solución de la Ecuación de Transporte en Ordenadas Discretas y Geometría Hexagonal donde a = R 3 / 2 y b = R / 2 , siendo R la longitud de cada lado del hexágono. Figura 2. Descomposición de un hexágono en las celdas de referencia V = [− 1,+1] . 2 Una vez que se aplica la transformación a la Ec. (1), se obtiene una nueva ecuación transformada dada por: µˆ k ∂ψ k ∂ψ k ˆ + νˆ k + Σ tψ k =Q̂ k , ∂ξ ∂η (ξ ,η ) ∈ V , k = 1,Κ , M , (3) donde: µˆ k = µ k , , (4) 3R Qk . 4 (5) ν k 3 − µ k 2 νˆ k = y Σˆ t = 3R Σt , 4 Q̂k = Procediendo de manera análoga se obtienen las expresiones para los rombos B y C. 2.2 Técnica de Solución de la Ecuación de Transporte Una vez que se obtienen las ecuaciones transformadas (4) y (5) para cada rombo A, B y C se aplican los métodos nodales de elemento finito fuertemente discontinuo SD3 y SD8 a cada una de las celdas en que se subdivida cada cuadrado, un total de N H × N V , donde NH es el número de particiones en la dirección horizontal y NV en la dirección vertical. En el método SD3 el flujo angular es aproximado mediante una función polinomial que interpola tres parámetros que son sus valores promedio en las caras derecha y superior así como el promedio de celda. En el método SD8 son 8 los parámetros que interpola dicha función de aproximación los que corresponden a los momentos de Legendre 0 y 1 de las caras derecha y superior así como los momentos de Legendre (00), (10), (01), y (11) del flujo en la celda. Suponiendo que ψ ( x, y ) es aproximada por ψ h ( x, y ) ∈ S , los momentos de Legendre de celda de ψ h están definidos sobre V por la expresión: Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 338 Proceedings IJM Cancun 2007 on CDROM Congreso Internacional Conjunto Cancún 2007 / International Joint Meeting Cancun 2007 ψ Cij := ∫ +1 +1 ∫ −1 −1 Pij ( x , y )ψ h ( x , y )dxdy / (N i ⋅ N j ) . (6) y los momentos de cara están definidos por: +1 ψ Ei := ∫ Pi (s E )ψ h ( x E , y E )ds E / N i , (7) −1 donde E denota R, o T, para la cara derecha y la cara superior de la celda, siendo xE o yE iguales a 1 dependiendo de la cara particular que se considere, siendo la otra coordenada s E , la coordenada a lo largo de esa cara y donde Pij ( x, y ) = Pi ( x )Pj ( y ) , siendo Pi ( x ) el polinomio de Legendre de grado i el cual tiene las siguientes propiedades: Pi (+ 1) = 1, Pi (− 1) = (− 1) , i y ∫ +1 −1 Pi ( x )Pj ( x )dx = N i δ ij , con N i = 2 / (2i + 1) (8) El espacio polinomial, Sh, donde se construye la función de interpolación se puede definir en términos del los espacio polinomial Q ij ( x, y ) ≡ x a y b | 0 ≤ a ≤ i, 0 ≤ b ≤ j , donde a y b son enteros no negativos. Así, los métodos nodales fuertemente discontinuos de índice m, SDm, donde m=(k +1)(k+3), con k un entero no negativo, se puede definir como: { [ { } } ] SDm = D ≡ ψ Ei ,ψ Cij ,i , j = 0 ,Κ , k , S h ≡ {Q k +1,k (x , y ) + Q k , k +1 (x , y )} . (9) La Figura 3 muestra el espacio polinomial y los parámetros de interpolación para cada uno de estos dos esquemas fuertemente discontinuos SD3 y SD8 (3 y 8 respectivamente), utilizados en el presente trabajo para resolver la ecuación de transporte en geometría hexagonal. Figura 3. Espacio polinomial y parámetros de interpolación para los esquemas SD3 y SD8. Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 339 Proceedings IJM Cancún 2007 on CDROM Edmundo del Valle Gallegos et al, Solución de la Ecuación de Transporte en Ordenadas Discretas y Geometría Hexagonal 3. DESCRIPCIÓN DEL PROBLEMA BECNHMARK Son dos los problemas benchmark que se consideraron en este trabajo, ambos en versiones sin barras de control y con barra de control. La configuración para 1/12 de núcleo del primer problema benchmark considerado en este trabajo, el así llamado SNR modificado [8,9], se muestra en la Figura 4. Este problema se compone de 5 regiones y la solución con THG-SD se realizó con los datos para los 4 grupos de energía que especifica el citado problema. El problema plantea en realidad dos opciones: a) con las barras de control insertadas (CRI, de sus siglas en inglés Control Rods In) y b) con las barras de control extraídas (CRO, de sus siglas en inglés Control Rods Out)). Ambas opciones se resolvieron con THG-SD denotando con SNR-CRI a la primera y con SNR-CRO a la segunda. Sin embargo por limitaciones de espacio sólo se presentarán los resultados obtenidos para el primero de ellos con las barras de control insertadas. Aunque THG-SD no tiene la capacidad de resolver para 1/12 de núcleo dado que el mínimo objeto en que puede dividirse cada hexágono utilizando la transformada transfinita de GordonHall es un rombo y no un triángulo como lo hacen diversos programas de cómputo utilizando diferencias finitas [ 7 ]. Figura 4. Configuración de 1/12 de núcleo del problema benchmark SNR modificado. 4. RESULTADOS NUMÉRICOS Los resultados numéricos, obtenidos con el programa de cómputo desarrollado THG-SD, para este problema benchmark, también denominado de referencia o de prueba, se muestran en la Tablas I y II para el esquema nodal SD3 utilizando diversas configuraciones de núcleo, aproximaciones angulares, y mallas espaciales por rombo, reportando en las tablas lo siguiente: a) el factor de multiplicación efectivo ( keff ), b) los requisitos básicos de memoria para cada problema c) el porcentaje de ésta que requiere una configuración en relación a la que requiere la Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 340 Proceedings IJM Cancun 2007 on CDROM Congreso Internacional Conjunto Cancún 2007 / International Joint Meeting Cancun 2007 de núcleo completo ( 2π ), d) el tiempo de CPU en segundos y e) el porcentaje de éste que requiere resolver una configuración de núcleo dada en relación al tiempo que requiere resolver la de núcleo completo. Empezando con la Tabla I, en ésta se puede ver que keff es la misma sin importar si el cálculo se realizó con el núcleo completo, o con la mitad de éste, la tercera parte o la sexta parte. En cuanto a los requisitos básicos de memoria (M) para realizar el cálculo se observa que al realizar el cálculo con la mitad del núcleo el porcentaje utilizado con respecto al cálculo a núcleo completo es de 51.7% (cercano a 100%/2). Pasando a la configuración 2π / 3 dicho porcentaje se reduce al 35% (cercano a 100%/3) y finalmente para la configuración π / 3 se llega a un 18.4% (cercano a 100%/6). En cuanto a los tiempos de CPU ocurre algo semejante. Esto apunta a que tanto la memoria básica como el tiempo de CPU para resolver un problema dado es aproximadamente 100%/n donde n es 1 para núcleo completo, 2 para el núcleo mitad, 3, resolviendo la tercera parte del núcleo y 6 cuando se resuelve solamente la sexta parte del núcleo. Otro aspecto importante que se muestra en la Tabla I, la cual corresponde a un mallado interior por rombo de 1x1, es la forma en que keff se va acercando asintóticamente al valor de mejor aproximación angular, es decir la aproximación S8. Resultados similares se concluyen de la Tabla II, que corresponde a un mallado 2x2 por rombo. Tabla I. Resultados con SD3 para el Problema SNR-CRI Usando una Malla 1x1 SN S2 S4 S6 S8 Núcleo Memoria 2π 401172 π 207252 2π/3 140592 π/3 73932 2π 1068468 π 551988 2π/3 374448 π/3 196908 2π 2069412 π 1069092 2π/3 725232 π/3 381372 2π 3404004 π 1758564 2π/3 1192944 π/3 627324 Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM keff 1.13229 1.13229 1.13229 1.13229 1.13403 1.13403 1.13403 1.13404 1.13419 1.13419 1.13419 1.13419 1.13424 1.13424 1.13424 1.13424 341 t(s) %M(2π) %t(2π) 88.07 100.0 100.0 45.32 51.7 51.5 31.77 35.0 36.1 16.71 18.4 19.0 242.14 100.0 100.0 124.03 51.7 51.2 83.46 35.0 34.5 42.28 18.4 17.5 471.37 100.0 100.0 240.67 51.7 51.1 162.57 35.0 34.5 82.25 18.4 17.4 777.87 100.0 100.0 399.09 51.7 51.3 269.35 35.0 34.6 136.84 18.4 17.6 Proceedings IJM Cancún 2007 on CDROM Edmundo del Valle Gallegos et al, Solución de la Ecuación de Transporte en Ordenadas Discretas y Geometría Hexagonal Tabla II. Resultados con SD3 para el Problema SNR-CRI Usando una Malla 2x2 SN S2 S4 S6 S8 Núcleo Memoria 2π 1286928 π 664848 2π/3 451008 π/3 237168 2π 3384144 π 1748304 2π/3 1185984 π/3 623664 2π 6529968 π 3373488 2π/3 2288448 π/3 1203408 2π 10724400 π 5540400 2π/3 3758400 π/3 1976400 keff 1.13321 1.13321 1.13321 1.13321 1.13485 1.13485 1.13485 1.13485 1.13498 1.13497 1.13497 1.13497 1.13501 1.13500 1.13500 1.13501 t(s) %M(2π) %t(2π) 291.17 100.0 100.0 148.87 51.7 51.1 99.94 35.0 34.3 48.96 18.4 16.8 819.43 100.0 100.0 421.29 51.7 51.4 280.83 35.0 34.3 142.09 18.4 17.3 1717.35 100.0 100.0 836.58 51.7 48.7 560.00 35.0 32.6 281.99 18.4 16.4 2677.46 100.0 100.0 1302.40 51.7 48.6 866.81 35.0 32.4 466.74 18.4 17.4 Utilizando la herramienta de visualización HexCoreViewTool desarrollada se obtienen, para el problema benchmark SNR-CRI usando el esquema nodal SD3, la aproximación S2 y una malla espacial de 4x4 por rombo: a) la configuración del núcleo que se resuelve y b) los flujos escalares correspondientes a cada uno de los cuatro grupos de energía. La Figura 5 muestra la configuración y la 6 el flujo escalar que corresponde al primer grupo de energía. Aún en estas dos figuras se puede apreciar la simetría que presenta el problema ya que en este caso se podría trazar una línea recta que partiendo del centro del reactor hacia afuera lo divida justamente a la mitad y lo que se observa es que los flujos escalares promediados por celda que se ubican sobre el eje y son prácticamente iguales a los que se encuentran en la línea recta a -60 grados. Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 342 Proceedings IJM Cancun 2007 on CDROM Congreso Internacional Conjunto Cancún 2007 / International Joint Meeting Cancun 2007 Figura 5. Mapa de la distribución del núcleo del problema SNR-CRI para una configuración de un sexto de núcleo ( π / 3 ). Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 343 Proceedings IJM Cancún 2007 on CDROM Edmundo del Valle Gallegos et al, Solución de la Ecuación de Transporte en Ordenadas Discretas y Geometría Hexagonal Figura 6. Distribución del flujo escalar de neutrones promediado por celda para el primer grupo de energía , problema SNR-CRI ( π / 3 ). Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 344 Proceedings IJM Cancun 2007 on CDROM Congreso Internacional Conjunto Cancún 2007 / International Joint Meeting Cancun 2007 La Tabla III muestra los resultados obtenidos para el problema SNR-CRI usando simetría π/3, malla espacial 1x1, 2x2 y 4x4, discretizaciones angulares S2, S4, S6 y S8, y esquemas nodales polinomiales SD3, SD8, WD3 y WD8. De esta tabla se puede observar que el factor de multiplicación efectivo keff va siendo prácticamente el mismo conforme la malla espacial va siendo cada vez más y más fina (ver filas correspondientes a la malla 4x4), siendo la diferencia para el caso de la malla espacial más fina del orden de la tolerancia utilizada en los cálculos es decir no mayor a 10-5. Otro aspecto que se puede ver de esta misma tabla es que conforme la aproximación angular va siendo cada vez más precisa, es decir al pasar de S2 a S4 a S6 y finalmente a S8, la keff tiende a un valor, que redondeado a 4 dígitos, prácticamente no cambia. Tabla III. Resumen de resultados obtenidos para keff para el problema SNR-CRI. S2 S4 Malla SD3 SD8 SD3 SD8 1x1 1.13229 1.13328 1.13404 1.13488 2x2 1.13321 1.13342 1.13485 1.13500 4x4 1.13340 1.13344 1.13499 1.13501 S2 S4 Malla WD3 WD8 WD3 WD8 1x1 1.13273 1.13319 1.13438 1.13478 2x2 1.13325 1.13341 1.13487 1.13498 4x4 1.13340 1.13344 1.13499 1.13502 S6 S8 SD3 SD8 SD3 SD8 1.13419 1.13499 1.13424 1.13502 1.13497 1.13510 1.13501 1.13512 1.13511 1.13512 1.13513 1.13514 S6 S8 WD3 WD8 WD3 WD8 1.13450 1.13489 1.13453 1.13491 1.13497 1.13508 1.13450 1.13510 1.13510 1.13513 1.13511 1.13514 Antes de finalizar esta sección de resultados numéricos, la Tabla IV muestra los flujos escalares de cada uno de los cuatro grupos de energía promediados por región así como las diferencias porcentuales con los resultados de referencia reportados con el código TWOHEX [10,11] utilizando 96 triángulos por hexágono para el problema SNR con las barras de control insertadas (CRI). No obstante que los resultados reportados con TWOHEX consideran el flujo de neutrones re-entrante y THG-SD no, se consideró importante incluir esta comparación para dar evidencia numérica de: a) que las mayores diferencias están en la región del cobertor radial que está justo en la frontera del núcleo, b) que un cálculo con el esquema SD3 usando una malla 4x4 es similar en precisión al cálculo realizado usando el esquema SD8 con una malla 1x1, y c) que son mayores las diferencias en el caso SNR-CRI que en el SNR-CRO, particularmente en lo que se refiere al factor de multiplicación efectiva. Como información complementaria un cálculo como el señalado en b) usando el esquema SD3 y la malla 4x4 es 2.5 veces más tardado que si se usa el esquema SD8 con una malla 1x1. Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 345 Proceedings IJM Cancún 2007 on CDROM Edmundo del Valle Gallegos et al, Solución de la Ecuación de Transporte en Ordenadas Discretas y Geometría Hexagonal Tabla IV. Flujos Escalares de Cada Grupo de Energía Promediados por Región y Diferencias Porcentuales con los Resultados de Referencia para el Problema SNR-CRI Región Referencia (TWOHEX-96∆) SNR-CRI SD3 (4 × 4) 154.762 88.165 13.416 89.404 146.206 154.798 (-0.015) 87.469 (+0.789) 13.255 (+1.197) 89.131 (+0.305) 146.447 (-0.165) 154.818 (-0.036) 87.466 (+0.793) 13.258 (+1.177) 89.142 (+0.293) 146.503 (-0.203) 781.163 394.941 118.211 437.949 83.148 778.599 (+0.328) 389.249 (+1.441) 115.743 (+2.088) 428.271 (+2.210) 82.999 (+0.179) 778.635 (+0.324) 389.219 (+1.449) 115.734 (+2.095) 428.494 (+2.159) 83.019 (+0.155) 70.550 33.030 17.420 29.630 88.714 70.308 (+0.343) 32.541 (+1.481) 17.018 (+2.305) 29.101 (+1.785) 88.505 (+0.235) 70.300 (+0.354) 32.543 (+1.473) 17.004 (+2.390) 29.155 (+1.601) 88.337 (+0.424) 12.379 4.983 5.429 2.590 18.229 1.13890 12.337 (+0.337) 4.9064 (+1.541) 5.274 (+2.851) 2.549 (+1.564) 18.171 (+0.318) 1.13499 0.344 12.332 (+0.378) 4.907 (+1.521) 5.266 (+3.006) 2.555 (+1.338) 18.111 (+0.647) 1.13488 0.353 Grupo 1 Núcleo Interior Núcleo Exterior Cobertor Radial Absorbedor Seguidor Grupo 2 Núcleo Interior Núcleo Exterior Cobertor Radial Absorbedor Seguidor Grupo 3 Núcleo Interior Núcleo Exterior Cobertor Radial Absorbedor Seguidor Grupo 4 Núcleo Interior Núcleo Exterior Cobertor Radial Absorbedor Seguidor keff |εk| (%) SD8 ( 1× 1 ) 4. CONCLUSIONES Los resultados para la keff obtenidos con el programa THG-SD desarrollado en [4] usando los esquemas fuertemente discontinuos SD3 y SD8 son cercanos a los obtenidos para los esquemas WD5,3 y WD12,8 (débilmente discontinuos) obtenidos por E. del Valle y E. Mund [2,3], del orden de 10-5 en lo que se refiere a la keff. Actualmente, dicho programa resuelve las ecuaciones de transporte para núcleo completo (configuración 2π ), núcleo mitad (configuración π ), tercera parte del núcleo (configuración 2π / 3 ) y sexta parte del núcleo (configuración π / 3 ), sin embargo no toma en cuenta las condiciones de frontera de flujo re-entrante. No obstante los resultados obtenidos para la keff así como para los flujos de cada grupo de energía promediados por región dan prácticamente los mismos resultados si se resuelve sobre el núcleo completo, la mitad del núcleo, la tercera o sexta parte de éste aprovechando la simetría que presente una configuración dada. Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 346 Proceedings IJM Cancun 2007 on CDROM Congreso Internacional Conjunto Cancún 2007 / International Joint Meeting Cancun 2007 Los ahorros en los requisitos básicos de memoria para resolver un problema dado aprovechando las simetrías del mismo son sustanciales al igual que los tiempos de CPU utilizados para resolver el problema bajo estas condiciones lo que permitirá obtener resultados aún más precisos una vez que se tomen en cuenta los neutrones que regresan al sistema. Los tiempos de cómputo requeridos para resolver el problema con simetría 2π/n donde n es un entero que puede tomar los valores 2, 3 y 6, es 100%/ n en relación al caso de núcleo completo. En cuanto a las diferencias entre las keff obtenidas con los esquemas nodales aquí utilizados y los empleados por del Valle y Mund para mallas gruesas se pueden atribuir a que la precisión que presentan los esquemas SD3 y SD8 en el caso unidimensional, O(h3) y O(h5) [13,14] respectivamente, mientras que para los esquemas WD3 y WD8 son O(h4) y O(h6) [12,14]. No obstante lo anterior, es conocido que los esquemas WD3 y WD8 pueden producir oscilaciones de origen numérico mientras que en los SD3 y SD8, dichas oscilaciones son atenuadas considerablemente [14]. Esto último representa una ventaja para THG-SD sobre su predecesor THG [14]. Una herramienta desarrollada como extensión complementaria para THG-SD es el programa HexCore ViewTool, el cual permite visualizar los resultados obtenidos en forma gráfica en mapa de colores y en forma numérica lo que hace muy funcional a esta pareja de programas y abre opciones para desarrollar versiones que puedan visualizar ya no sólo en dos dimensiones los resultados sino también en tres dimensiones así como el comportamiento del flujo de neutrones en diferentes cortes transversales. AGRADECIMIENTOS Los primeros dos autores agradecen al Instituto Politécnico Nacional el apoyo recibido para la realización de este trabajo a través del proyecto de investigación 20050154 de la Secretaría de Investigación y Posgrado. REFERENCIAS 1. J.P. Hennart, E. del Valle, “New Nodal Finite Element Schemes for the Discrete Ordinates Transport Equation”, Proceedings of the Joint International Conference on Mathematical Methods and Supercomputing for Nuclear Applications, American Nuclear Society , 5-10 de Octubre NY, SARATOGA'97. 2. E. del Valle and E. Mund, “RTk/SN Solutions of the 2D Multigroup Transport Equations in Hexagonal Geometry”, Proceedings PHYSOR 2002, Seúl, Corea del Sur. 3. E. del Valle and E. Mund, “RTk/SN Solutions of the Two Dimensional Multigroup Transport Equations in Hexagonal Geometry”, Nuclear Science and Engineering, 148, 172-185, (2004). 4. César Adrián Múgica Rodríguez, “Solución a la Ecuación de Transporte en Geometría Hexagonal Usando la Aproximación SN para Varias Condiciones de Simetría”, Tesis de Maestría, ESFM-IPN (2007), México D.F. 5. James J. Duderstadt and L. J. Hamilton, “Nuclear Reactor Analysis”, John Wiley & Sons (1976). Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 347 Proceedings IJM Cancún 2007 on CDROM Edmundo del Valle Gallegos et al, Solución de la Ecuación de Transporte en Ordenadas Discretas y Geometría Hexagonal 6. E.E. Lewis and W. F. Miller, Jr., Computational Methods of Neutron Transport, American Nuclear Society, Inc. La Grange Park, Illinois (1993). 7. K. Kufner and J. Burkhard, “An Updated Fortran 77 Version of the 2D Static Neutron Transport Code DIAMANT2 for Regular Triangular Geometry”, KfK-4133, Kernforschungszentrum Karlsruhe (1987). 8. Benchmark Problem Book, ANL-7416, Supply 3, p. 861, Argonne National Laboratory (1985). 9. T. Takeda and H. Ikeda, “3-D Neutron Transport Benchmarks”, OECD/NEA Committee on Reactor Physics, NEACRP-L-330 (1991). 10. T. H. Kim, N. Z. Cho, “Source Projection Analytical Nodal SN Methods for Hexagonal Geometry with Reentering Vacumm Boundary”, Trans. Am. Nuc. Soc. 75, 171-174 (1996). 11. T. H. Kim, N. Z. Cho, “Source Projection Analytical Nodal SN Methods for Hexagonal Geometry”, Ann. Nucl. Energy, 23, 133-143, (1996). 12. J. P. Hennart y E. del Valle, A Generalized Nodal Finite Element Formalism for Discrete Ordinates Equations in Slab Geometry. Part I: Theory in the Continuous Moment Case, Transport Theory and Statistical Physics, Vol. 24, No. 4 y 5, 449-478 (1995). 13. J. P. Hennart y E. del Valle, A Generalized Nodal Finite Element Formalism for Discrete Ordinates Equations in Slab Geometry. Part II: Theory in the Discontinuous Moment Case, Transport Theory and Statistical Physics, Vol. 24, No. 4 y 5, 479-504 (1995). 14. E. del Valle y J. P. Hennart, A Generalized Nodal Finite Element Formalism for Discrete Ordinates Equations in Slab Geometry. Part III: Numerical Results, Transport Theory and Statistical Physics, Vol. 24, No. 4 y 5, 505-534 (1995). Memorias CIC Cancún 2007 en CDROM 348 Proceedings IJM Cancun 2007 on CDROM