RESUMO A utilização de centrais nucleares para geração de energia elétrica é uma das principais alternativas para atender a demanda energética nos próximos anos sem agravar os problemas ambientais associados ao aquecimento global. O uso de métodos e técnicas de simulação que estimem a população de nêutrons no núcleo é fundamental para garantir a operação segura e confiável do reator. Neste trabalho apresentamos uma formulação híbrida para resolver problemas de autovalor de difusão de nêutrons em domínios unidimensionais e aproximação de uma velocidade. Esta formulação combina a simplicidade do Método deElementos Finitos com uma aproximação Espectro-Nodal e permite obter resultados precisos em cálculos de malha grossa. A precisão e o desempenho computacional do métodoproposto são caracterizados através da solução de um problema modelo com alto grau de heterogeneidade.

ABSTRACT The physical phenomenon of neutrons transport associated with eigenvalue problems appears in the criticality calculations of nuclear reactors and can be treated as a diffusion process. This paper presents a method to solve eigenvalue problems of neutron diffusion in slab geometry and one energy group. This formulation combines the Finite Element Method, considered an intermediate mesh method, with the Spectral Green's Function Method, which is free of truncation errors, and it is considered a coarse mesh method. The novelty of this formulation is to approach the spatial moments of the neutron flux distribution by the first-order polynomials obtained from the spectral analysis of diffusion equation. The approximations provided by the proposed formulation allow obtaining accurate results in coarse mesh calculations. To validate the proposed method, we compared its results with methods described in the literature. The accuracy and computational performance of our formulation were characterized by solving a benchmark problem with a high degree of heterogeneity.