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.

Um método SN híbrido direto para cálculos de sistemas combustível-moderador em geometria unidimensional

Desenvolvemos nesta dissertação um método híbrido direto para o cálculo do fator de desvantagem e descrição da distribuição do fluxo de nêutrons em sistemas combustível-moderador. Na modelagem matemática, utilizamos a equação de transporte de Boltzmann independente do tempo, considerando espalhamento linearmente anisotrópico no modelo monoenergético e espalhamento isotrópico no modelo multigrupo, na formulação de ordenadas discretas (SN), em geometria unidimensional. Desenvolvemos nesta dissertação um método híbrido direto para o cálculo do fator de desvantagem e descrição da distribuição do fluxo de nêutrons em sistemas combustível-moderador. Na modelagem matemática, utilizamos a equação de transporte de Boltzmann independente do tempo, considerando espalhamento linearmente anisotrópico no modelo monoenergético e espalhamento isotrópico no modelo multigrupo, na formulação de ordenadas discretas (SN), em geometria unidimensional. Descrevemos uma análise espectral das equações de ordenadas discretas (SN)a um grupo e a dois grupos de energia, onde seguimos uma analogia com o método de Case. Utilizamos, neste método, quadraturas angulares diferentes no combustível (NC) e no moderador (NM), onde em geral assumimos que NC > NM . Condições de continuidade especiais que acoplam os fluxos angulares que emergem do combustível (moderador) e incidem no moderador (combustível), foram utilizadas com base na equivalência entre as equações SN e PN-1, o que caracteriza a propriedade híbrida do modelo proposto. Sendo um método híbrido direto, utilizamos as NC + NM equações lineares e algébricas constituídas pelas (NC + NM)/2 condições de contorno reflexivas e (NC + NM)/2 condições de continuidade para determinarmos as NC + NM constantes. Com essas constantes podemos calcular os valores dos fluxos angulares e dos fluxos escalares em qualquer ponto do domínio. Apresentamos resultados numéricos para ilustrar a eficiência e a precisão do método proposto.

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.

Caracterização de um sistema digital de aquisição de imagens radiográficas utilizando nêutrons térmicos e raios gama para a inspeção de componentes mecânicos.

Ensaio não destrutivo é uma ferramenta essencial quando um equipamento, dispositivo ou componente não pode ser submetido a procedimentos destrutivos ou invasivos devido a razões de segurança, alto custo ou outras restrições físicas ou logísticas. Dentro deste quadro radiografias por transmissão com raios gama e nêutrons térmicos são técnicas singulares para inspecionar um objeto e desvendar sua estrutura interna devido à capacidade de atravessar uma vasta gama de materiais utilizados na indústria. Grosso modo, raios gama são mais atenuados por materiais pesados enquanto nêutrons térmicos são mais atenuados por materiais mais leves, tornando-as ferramentas complementares. Este trabalho apresenta os resultados obtidos na inspeção de vários componentes mecânicos, através da radiografia por transmissão com nêutrons térmicos e raios gama. O fluxo de nêutrons térmicos de 4,46x105 n.cm-2.s-1 disponível no canal principal do reator de pesquisa Argonauta do Instituto de Engenharia Nuclear foi usado como fonte para as imagens radiográficas com nêutrons. Raios dekeV emitidos pelo 198Au, também produzido no reator, foram usados como fonte de radiação para radiografias . Imaging Plates, especificamente produzidos para operar com nêutrons térmicos ou com raios X, foram empregados como detectores e dispositivos de armazenamento e captação de imagens para cada uma dessas radiações. Esses dispositivos exibem varias vantagens quando comparados ao filme radiográfico convencional. Com efeito, além de maior sensibilidade e serem reutilizáveis não são necessários câmaras escuras e processamento químico para a revelação. Em vez disso, ele é lido por um feixe de laser que libera elétrons armadilhados na rede cristalina durante a exposição à radiação, fornecendo uma imagem final digital. O desempenho de ambos os sistemas de aquisição de imagens, assim constituído, foi avaliado com respeito à sensibilidade, resolução espacial, linearidade e range dinâmico, incluído uma comparação com sistemas radiográficos com nêutrons empregando filmes e folhas de gadolínio como conversor de nêutrons em partículas carregadas. Além desta caracterização, diversos equipamentos e componentes foram radiografados com ambos os sistemas visando-se avaliar suas capacidades de desvendar a estrutura interna desses objetos e detectar estruturas e estados anormais. Dentro desta abordagem, uma neutrongrafia detectou a presença de material cerâmico remanescente empregado como molde no processo de fabricação nos canais de refrigeração de uma aleta do estator de uma turbina tipo turbo-fan, que deveria estar livre desse material. O reostato danificado de um sensor de pressão automotivo, foi identificado por neutrongrafia, embora nesse caso a radiografia também conseguiu realizar essa tarefa com melhor resolução, corroborando assim as curvas de resolução espacial obtidas na caracterização dos dois sistemas. A homogeneidade da distribuição do material encapsulado em uma gaxeta explosiva de chumbo utilizada na indústria aeroespacial foi igualmente verificada por neutrongrafia porque esse metal é relativamente transparente para nêutrons, mas suficientemente opaco para o explosivo rico em hidrogênio. Diversos outros instrumentos e componentes tais como variômetro, altímetro, bússola aeronáutica, injetor automotivo de combustível, foto-camera, disco rígido de computador, motor de passo, conectores eletrônicos e projéteis foram radiografados com ambos os sistemas visando avaliar suas habilidades em desvendar diferentes peculiaridades em função do agente interrogador.

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.

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.

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.