Condições de contorno albedo para cálculos globais de reatores nucleares térmicos com o modelo de ordenadas discretas a dois grupos de energia

Como eventos de fissão induzida por nêutrons não ocorrem nas regiões nãomultiplicativas de reatores nucleares, e.g., moderador, refletor, e meios estruturais, essas regiões não geram potência e a eficiência computacional dos cálculos globais de reatores nucleares pode portanto ser aumentada eliminando os cálculos numéricos explícitos no interior das regiões não-multiplicativas em torno do núcleo ativo. É discutida nesta dissertação a eficiência computacional de condições de contorno aproximadas tipo albedo na formulação de ordenadas discretas (SN) para problemas de autovalor a dois grupos de energia em geometria bidimensional cartesiana. Albedo, palavra de origem latina para alvura, foi originalmente definido como a fração da luz incidente que é refletida difusamente por uma superfície. Esta palavra latina permaneceu como o termo científico usual em astronomia e nesta dissertação este conceito é estendido para reflexão de nêutrons. Este albedo SN nãoconvencional substitui aproximadamente a região refletora em torno do núcleo ativo do reator, pois os termos de fuga transversal são desprezados no interior do refletor. Se o problema, em particular, não possui termos de fuga transversal, i.e., trata-se de um problema unidimensional, então as condições de contorno albedo, como propostas nesta dissertação, são exatas. Por eficiência computacional entende-se analisar a precisão dos resultados numéricos em comparação com o tempo de execução computacional de cada simulação de um dado problema-modelo. Resultados numéricos para dois problemas-modelo com de simetria são considerados para ilustrar esta análise de eficiência.

Uma percepção geográfica dos riscos do empreendimento termonuclear sobre a comunidade da Vila do Frade, Angra dos Reis, RJ

A comunidade da Vila do Frade encontra-se localizada a 5 km de distância em linha reta do reator da central Nuclear almirante Álvaro Alberto, angra dos Reis, RJ. Possui uma população heterogênea, miscigenada por intensos processos de migração ocorridos a partir da década de 1960 em busca das oportunidades de emprego oferecidos pela industrialização local. Ao longo do tempo, parte dessa população assumiu o risco de morar próximo a um reator nuclear, e por isso, migrou em direção as ofertas de emprego oferecidas pelas atividades da central nuclear. Porém, outra parte da população, já residente na região antes da instalação dos reatores nucleares, foi obrigada a conviver com os riscos ou a migrar. À medida que as transformações territoriais avançaram pelas diferentes áreas do município passaram a expor a sociedade local a riscos nunca antes experimentados. Entendido como um processo ou o produto da frequência de ocorrência de um evento no tempo, o risco pode ser assumido, gerenciado ou negligenciado. Dessa forma, a presente pesquisa buscou, através de um estudo empírico, compreender como os diferentes agentes sociais locais convivem com os riscos da atividade nuclear. Foi objetivo da pesquisa a análise da concepção do conceito e da condição de risco por parte dos diferentes agentes sociais constituintes da comunidade da Vila do Frade, Angra dos Reis. Além disso, foi discutido o papel do Estado no processo do ordenamento territorial local. Para tal, uma metodologia baseada no estudo da percepção ambiental dos diferentes agentes sociais locais foi elaborada. As atividades foram precedidas de um levantamento bibliográfico capaz de dar suporte as investigações, além disso, foram realizadas entrevistas quantitativas e qualitativas com as diferentes representações sociais local. As entrevistas quantitativas foram organizadas num banco de dados e utilizadas para compor uma caracterização da população local no que se refere aos conhecimentos necessários para a aplicação do plano de emergência externo da central nuclear. As entrevistas qualitativas foram organizadas num questionário semiestruturado, composto por perguntas abertas e fechadas, e tiveram como objetivo geral uma compreensão da influência da central nuclear nos processos de desenvolvimento humano local. Para a maioria dos entrevistados a falta de um instrumental metodológico capaz de abranger com maior eficiência todas as áreas, classes sociais da comunidade da Vila do Frade e levar com clareza as questões que se colocam dentro do plano de emergência externo são apontados como o principal fator de risco existente na região.

Determinação por ultrassom de constantes elásticas de pastilhas de alumina utilizadas em varetas combustíveis de reatores nucleares.

Pastilhas de dióxido de urânio (UO2) são empregadas como combustível nos reatores nucleares de potência, onde as condições operacionais introduzem elevados gradientes térmicos nas pastilhas. Potências elevadas propiciam a fusão da parte central das pastilhas. O inchamento das pastilhas de dióxido de urânio (UO2), decorrente dos produtos de fissão, pode causar o trincamento do material, em função disso, o estudo do seu comportamento mecânico é importante. Esse trabalho avaliou a aplicação de método ultrassônico na obtenção de constantes elásticas. Em função das dificuldades no manuseio do material nuclear, optou-se por um estudo comparativo em pastilhas de alumina (Al2O3). Foram fabricados e usados dois conjuntos de 10 pastilhas de Al2O3 com densidades de 92% e 96%. Foi desenvolvida técnica ultrassônica por transmissão obtendo medidas do tempo de percurso de ondas ultrassônicas, longitudinais e transversais, usadas para a determinação das constantes elásticas do material. Equações relacionando a velocidade da onda ultrassônica ao módulo de elasticidade, módulo de cisalhamento e coeficiente de Poisson, permitiram obter essas constantes elásticas, que apresentaram excelente concordância com a literatura disponível para o Al2O3.

Condições de contorno tipo albedo para cálculos globais de reatores nucleares com o modelo de dois grupos de energia na formulação de transporte SN em geometria bidimensional cartesiana

Os eventos de fissão nuclear, resultados da interação dos nêutrons com os núcleos dos átomos do meio hospedeiro multiplicativo, não estão presentes em algumas regiões dos reatores nucleares, e.g., moderador, refletor, e meios estruturais. Nesses domínios espaciais não há geração de potência nuclear térmica e, além disso, comprometem a eficiência computacional dos cálculos globais de reatores nucleares. Propomos nesta tese uma estratégia visando a aumentar a eficiência computacional dessas simulações eliminando os cálculos numéricos explícitos no interior das regiões não-multiplicativas (baffle e refletor) em torno do núcleo ativo. Apresentamos algumas modelagens e discutimos a eficiência da aplicação dessas condições de contorno aproximadas tipo albedo para uma e duas regiões nãomultiplicativas, na formulação de ordenadas discretas (SN) para problemas de autovalor a dois grupos de energia em geometria bidimensional cartesiana. A denominação Albedo, palavra de origem latina para alvura, foi originalmente definida como a fração da luz incidente que é refletida difusamente por uma superfície. Esta denominação latina permaneceu como o termo científico usual em astronomia e, nesta tese, este conceito é estendido para reflexão de nêutrons. Estas condições de contorno tipo albedo SN não-convencional substituem aproximadamente as regiões de baffle e refletor no em torno do núcleo ativo do reator, desprezando os termos de fuga transversal no interior dessas regiões. Se o problema, em particular, não possui termos de fuga transversal, i.e., trata-se de um problema unidimensional, então as condições de contorno albedo, como propostas nesta tese, são exatas. Por eficiência computacional entende-se a análise da precisão dos resultados numéricos em comparação com o tempo de execução computacional de cada simulação de um dado problema-modelo. Resultados numéricos considerando dois problemas-modelo com de simetria são considerados para ilustrar esta análise de eficiência.

O Protocolo de Kyoto e o mercado de crédito de carbono: estudo de caso das emissões de gases de efeito estufa da fábrica de combustível nuclear pertencente às Indústrias Nucleares do Brasil no ano de 2008

A presente dissertação discute as questões relacionadas à intensificação das mudanças climáticas por causas antrópicas conforme a evolução no uso dos recursos naturais, inovações nos processos produtivos, transformações econômicas, sociais, culturais, políticas e, especialmente ambientais. Aborda a comercialização dos créditos de carbono através de projetos de Mecanismo de Desenvolvimento Limpo (MDL), um dos mecanismos de flexibilização criados pelo Protocolo de Kyoto. No contexto de mudanças climáticas, uma matriz energética que utilize fontes de energia que não emitam gases causadores do efeito estufa (GEE) se mostra uma importante estratégia de desenvolvimento sustentável. Sob essa perspectiva, a energia nucleoelétrica é apresentada como uma alternativa viável aos combustíveis fósseis, considerando que esta é uma energia limpa e compatível com a perspectiva de desenvolvimento sustentável. A Fábrica de Combustível Nuclear (FCN), localizada em Resende (Rio de Janeiro), pertencente às Indústrias Nucleares do Brasil (INB), é um conjunto de sofisticadas fábricas nas quais se processam etapas importantes do ciclo do combustível nuclear. Na FCN, o Centro Zoobotânico realiza a gestão das atividades voltadas para a conservação da natureza tais como o Programa de Recuperação de Mata Ciliar, Reflorestamento e Fauna. O Relatório de inventário das emissões diretas e indiretas de GEE da FCN, elaborado pela INB para o ano de 2008, permite a auto-avaliação da empresa, retratando a preocupação corporativa com as questões relativas às mudanças climáticas. Segundo este Relatório, o total de emissões de GEE quantificado corresponde a 12,14% da capacidade total de sequestro de dióxido de carbono, no período de Janeiro a Dezembro de 2008. A proteção de florestas e a plantação de árvores são componentes essenciais de qualquer estratégia global para mitigação da mudança climática, e a participação da INB no mercado de crédito de carbono pode proporcionar externalidades positivas, tais como ganhos de imagem, adequação a padrões ambientais e melhoria do relacionamento com a sociedade.

Simulações de problemas inversos com aplicações em engenharia nuclear usando técnicas de transporte de partículas neutras monoenergéticas na formulação unidimensional de ordenadas discretas

Neste 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.

Nos bastidores da criação da Comissão Nacional de Energia Nuclear: disputas políticas e interesses econômicos

O objetivo desta dissertação de mestrado é analisar o processo de criação e regulamentação da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), desde o governo Juscelino Kubitschek (1956-1961) até sua efetiva regulamentação em 1962. A iniciativa inscreveu-se no conjunto de medidas visando dar solução à crise que atravessava o Conselho Nacional de Pesquisas (CNPq), e que levariam à instauração, na Câmara dos Deputados, em 1956, de Comissão Parlamentar de Inquérito para investigar o problema da energia atômica no país. Como sinônimo de desenvolvimento e progresso, a energia nuclear também seria incluída no Programa de Metas de JK. São investigadas as disputas políticas e os interesses econômicos que marcaram o processo de implantação da CNEN e o desenvolvimento de suas atividades na etapa inicial de seu funcionamento.

A matriz eletronuclear no Brasil proposta de um marco jurídico adequado: natureza de serviço público das atividades do ciclo nuclear e a necessidade de uma entidade reguladora autônoma.

Partindo de uma análise histórica comparativa do tratamento da questão nuclear no Brasil, buscou-se compreender os condicionantes da estrutura normativa constitucional do tema atômico na atual Carta de 1988 para então lançar-se a uma análise crítica do atual quadro institucional, posto que é anterior à Constituição, mas que teria sido pela mesma recepcionado. Após esta análise crítica, tenta-se, no mesmo ambiente, reconstruir uma tessitura mínima para um ramo jurídico da energia nuclear, analisando, juntamente, a natureza das atividades do chamado ciclo nuclear. Enfim, cotejando todos estes dados, procura-se demonstrar que o atual marco legal é, ao menos, desatualizado e não atende a um projeto maior de desenvolvimento e controle das atividades nucleares no Brasil. Insta ainda salientar que, devido à própria natureza de uma tese de doutoramento, fez-se um recorte temático na questão nuclear, propositadamente não se aprofundando na temática referente à responsabilidade civil por dano nuclear, uma vez que já é tema tratado com bastante propriedade por variados escritos e autores.

Brasil: inserção internacional e política nuclear no governo Lula

A vitória do Partido dos Trabalhadores nas eleições de 2002 proporcionou a ascensão de Lula à presidência da república e criou expectativas de mudanças significativas em grande parte da população brasileira. Os doze anos seguidos de governos de tendência neoliberal haviam causado o agravamento dos problemas sociais, a sujeição da economia brasileira aos interesses do capital financeiro internacional e uma política externa, em boa parte, atrelada aos interesses norte-americanos. A política nuclear, nesse período, representou um bom exemplo dessa submissão. No governo Lula houve a pretensão de se estabelecer um projeto que promovesse uma maior inserção do Brasil num sistema internacional em transformação, com o fim da Guerra Fria e o aparente declínio do poder norte-americano. Apesar da linha de continuidade com o governo anterior observada na política econômica de Lula, a política externa pareceu caminhar em outro sentido, mais independente e assertiva que a de Cardoso. Nesse contexto, de acordo com os formuladores da política do governo brasileiro, o uso da energia nuclear teria um importante papel a desenvolver. O país, como detentor da tecnologia de enriquecimento de urânio por ultracentrifugação, procurou utilizá-la como um instrumento para a sua ascensão no cenário mundial. Esta pesquisa pretende estudar as relações existentes entre a política externa brasileira e a retomada do programa nuclear na consecução desse projeto, assim como os seus limites numa ordem mundial em mutação, onde a energia nuclear permanecer como um importante instrumento de poder.

A questão nuclear na relação argentino-brasileira (1968-1984)

Este trabalho visa explorar a dinâmica da relação nuclear entre Argentina e o Brasil ao longo do período 1968-1984. Em particular, ele procura analisar a interação de duas dimensões desta relação. A primeira, de ordem bilateral, centra-se no estudo da rivalidade argentino-brasileira e procura medir o seu impacto tanto nas decisões nucleares de cada país como nas tentativas de estabelecer um acordo de cooperação nesta área. A segunda dimensão, de ordem internacional, analisa o impacto que teve sobre o relacionamento argentino-brasileiro a coincidente postura de ambos os países frente o regime de não proliferação nuclear (Tlatelolco e TNP) e a pressão internacional que ambos tiveram que suportar sobre os seus programas nucleares. Com esse objetivo, o trabalho se concentra em uma abordagem histórica guiada por fontes primárias (pesquisa de arquivo e entrevistas pessoais) com o objeto de reconstruir a narrativa histórica e contribuir a novas interpretações sobre o relacionamento argentino-brasileiro no período em questão em base à nova evidencia apresentada. São apresentadas quatro conclusões centrais: (1) mesmo sob uma situação de competição regional e crescente disputa geopolítica na Bacia da Prata, não houve uma corrida armamentista para a obtenção da bomba devido à natureza da rivalidade argentino-brasileira; (2) em todo momento os dois países têm incentivos para cooperar no campo nuclear por causa da sua visão compartilhada respeito à ordem nuclear global e a falta de informação perfeita sobre as atividades nucleares do outro país; (3) a dinâmica da rivalidade regional argentino-brasileira é fundamental para explicar por que, apesar de numerosas tentativas de cooperação nuclear de ambos os lados, escolhem uma lógica de não-cooperação entre as décadas de 1960 e 1970, e posteriormente, passam a uma de cooperação no começo de 1980 (4) a democratização como variável central para explicar o rapprochement nuclear teve um papel menor do que a literatura sugere.

Estudo da cromatina nos sítios de fixação à matriz nuclear no domínio do gene TP53 e das modificações epigenéticas e no modelo de progressão tumoral mamária 21T

Dentre os diversos tipos de câncer agressivos, o câncer de mama é o mais comum em mulheres. Mutações hereditárias e adquiridas, assim como alterações epigenéticas atuam em sinergia na carcinogênese mamária e na progressão tumoral. A proteína P53 é uma supressora de tumor e possui uma atuação fundamental na integridade genômica. Apesar do vasto conhecimento sobre o controle da P53 a nível de proteína, ainda pouco se sabe sobre o controle transcricional do gene TP53. A série 21T, uma série de 4 linhagens celulares originadas da mama da mesma paciente, representando diferentes estágios de progressão tumoral mamária, é um eficiente modelo para investigação das alterações epigenéticas e suas influências na expressão gênica ao longo da progressão do câncer de mama. Nós analisamos a organização do domínio do gene TP53 através da técnica de arranjo de DNA, em diversas linhagens celulares de câncer de mama e linhagens controle, e realizamos uma tentativa de caracterizar estes elementos de DNA nas linhagens controle não-tumorais HB2 e MCF10A e nas tumorais MCF-7, MDA-MB-231, T47D, através dos marcadores epigenéticos de eucromatina, H4Ac, e heterocromatina, H3K9me3. Ainda analisamos a ligação de proteínas à região associada à matriz nuclear (MAR), denominada MAR 2, e a possível ligação da proteína ligante à matriz nuclear (MARBP), PARP-1, através de ensaios de gel shift (EMSA). Detectamos que na linhagem controle epitelial mamária, HB2, o gene TP53 está posicionado num domínio de DNA relativamente pequeno, aproximadamente 50 kb, delimitado por dois sítios de fixação à matriz nuclear. Interessantemente, esta estrutura de domínio se apresentou radicalmente diferente nas linhagens de câncer de mama estudadas, MCF7, T47D, MDA-MB-231 e BT474, nos quais o tamanho do domínio estudado estava aumentado e a transcrição do TP53 diminuída. Os enriquecimentos com os marcadores epigenéticos de cromatina H4Ac e H3K9me3 estão diferentemente distribuídos nas MARs nas linhagens celulares. Surpreendentemente, a MAR 2 apresentou uma ligação altamente específica, o que poderia representar a atuação de fatores transcricionais envolvidos na organização da cromatina. Através de programas de bioinformática, detectamos putativos sítios para interessantes fatores de transcrição, tais como o c/EBP-beta e c-myb, que poderiam atuar em cis regulando a expressão do gene TP53 e outros flanqueadores. Nós propusemos um modelo para a organização da cromatina na região de domínio do gene TP53 com os genes flanqueadores. Através da série 21T, detectamos uma hipometilação global genômica, nas células cancerosas 21NT e 21MT1. Uma importante diminuição da expressão global do marcador H4Ac nas células metastáticas 21MT1, foi detectada em relação às outras linhagens. Os níveis de RNAm das principais enzimas relacionadas as modificações epigenéticas são consistentes com as observadas hipometilação genômica e hipoacetilação. Através de microscopia confocal, verificamos que o marcador H4Ac está localizado, na maior parte na periferia e o marcador H3K9me3, pericêntrico nos núcleos tumorais. Por fim, verificamos que o promotor P1 do gene TP53 apresenta um estado de cromatina aberta, e a expressão do gene TP53 é similar em todas as células da série 21T.

Organizações intergovernamentais na cooperação nuclear e cientifica entre Argentina e Brasil (1991-2011): uma resposta da periferia

Esta dissertação analisa cinco instituições intergovernamentais na cooperação nuclear e científica entre Argentina e o Brasil, que em diferentes etapas evolutivas procuram o aprofundamento do diálogo entre os dois países geradores do processo de integração da América do Sul. Tais organizações encontram-se permeadas por condições econômicas, políticas e de avanço científico, de ordem interno e externo, que definimos nos termos da CEPAL, como típicas da periferia. As instituições estudadas abrangem as décadas de 1991-2011 e analisamos como na procura por uma melhor inserção internacional, elas respondem às potências do centro: por uma parte seguindo as regras impostas e por outra na busca de algum grau de independência. A pesquisa apresenta uma clara preocupação pelo desenvolvimento, que foi entendido pelas lideranças argentinas e brasileiras no âmbito da cooperação e que oferece a possibilidade de formar blocos institucionais que forneçam à região uma maior ação no sistema internacional.

Ciência e política: a aproximação Brasil-Argentina e a cooperação nuclear no subcontinente (1964-1985)

O objetivo geral da pesquisa é compreender por qual motivo e de que forma Brasil e Argentina optaram pela cooperação na área nuclear ainda durante seus governos militares. Segundo a literatura tradicional da área de Relações Internacionais, os ganhos relativos deveriam estar em evidência e, por conseguinte, impediriam a coordenação de posições em uma área tão importante para as estratégias de desenvolvimento e de inserção internacional dos dois países o que não se verificou na prática. Minha dissertação tem como meta entender o porquê. Da finalidade principal, decorrem objetivos específicos. São eles: lançar uma nova percepção acerca das relações Brasil-Argentina, ainda hoje encaradas primordialmente de acordo com padrões de inimizade e de desconfiança; compreender até que ponto as motivações dos países para o domínio da tecnologia nuclear estão relacionados a questões de segurança ou de desenvolvimento nacional; compreender quais foram as bases materiais e ideacionais que permitiram aos dois países integrar-se e, portanto, compartilhar soberania em um tema de high politics; demonstrar que a cooperação não é exclusividade de regimes democráticos; analisar a influência de grupos não políticos na formulação de políticas e do processo decisório; comprovar que não houve corrida armamentista na região ou a intenção de utilizar o aparato nuclear contra o vizinho. O recorte temporal deste trabalho partirá do final dos anos 1964, quando houve coincidência de regimes militares nos dois países, até o ano de 1985, quando a democracia é restaurada no Brasil. O marco temporal não é hermético, já que há referências anteriores a 1964, mormente no tocante à cooperação científica, e após 1985, quando a coordenação nuclear brasileiro-argentina é elevada a um nível superior, com o estabelecimento da ABACC. Na tentativa de responder às perguntas propostas, minha dissertação se baseia na análise de dois atores primordiais: o Estado e as comunidades epistêmicas.

Estimativa de fontes externas uniformes de nêutrons em regiões combustíveis para uma distribuição prescrita de potência

Projetos de reatores nucleares foram classificados em quatro gerações (Gen) pelo Departamento de Energia dos Estados Unidos da América (DOE), quando o DOE introduziu o conceito de reatores de geração IV (Gen IV). Reatores Gen IV são um conjunto de projetos de reator nuclear, em sua maioria teóricos, atualmente sendo pesquisados. Entre os projetos Gen IV, incluem-se os projetos dos ADS (Accelerator Driven Systems), que são sistemas subcríticos estabilizados por fontes externas estacionárias de nêutrons. Estas fontes externas de nêutrons são normalmente geradas a partir da colisão de prótons com alta energia contra os núcleos de metais pesados presentes no núcleo do reator, fenômeno que é conhecido na literatura como spallation, e os prótons são acelerados num acelerador de partículas que é alimentado com parte da energia gerada pelo reator. A criticalidade de um sistema mantido por reações de fissão em cadeia depende do balanço entre a produção de nêutrons por fissão e a remoção por fuga pelos contornos e absorção de nêutrons. Um sistema está subcrítico quando a remoção por fuga e absorção ultrapassa a produção por fissão e, portanto, tende ao desligamento. Entretanto, qualquer sistema subcrítico pode ser estabilizado pela inclusão de fontes estacionárias de nêutrons em seu interior. O objetivo central deste trabalho é determinar as intensidades dessas fontes uniformes e isotrópicas de nêutrons, que se deve inserir em todas as regiões combustíveis do sistema, para que o mesmo estabilize-se gerando uma distribuição prescrita de potência elétrica. Diante do exposto, foi desenvolvido neste trabalho um aplicativo computacional em linguagem Java que estima as intensidades dessas fontes estacionárias de nêutrons, que devem ser inseridas em cada região combustível para que estabilizem o sistema subcrítico com uma dada distribuição de potência definida pelo usuário. Para atingir este objetivo, o modelo matemático adotado foi a equação unidimensional de transporte de nêutrons monoenergéticos na formulação de ordenadas discretas (SN) e o convencional método de malha fina diamond difference (DD) foi utilizado para resolver numericamente os problemas SN físicos e adjuntos. Resultados numéricos para dois problemas-modelos típicos são apresentados para ilustrar a acurácia e eficiência da metodologia proposta.