<p>Aqui, são desenvolvidos métodos de ordem m que conservam a forma dos métodos de primeira<br />ordem. Métodos de ordem m têm uma taxa de convergência maior que sua versão de primeira ordem.<br />Esses métodos de ordem m são subsequências de seu método precursor, onde alguns benefícios do uso<br />de processadores vetoriais e paralelos podem ser explorados. Os resultados numéricos obtidos com as<br />implementações vetoriais mostram vantagens computacionais quando comparadas as versões de<br />primeira ordem.</p>

Resumo. Este trabalho apresenta uma forma alternativa para a solução da equação de difusão de nêutrons multigrupo multirregião estacionária unidimensional em Geometria Cartesiana pelo método da potência via fronteiras fictícias. A ideia principalé subdividir o domínio em R regiões fictícias e resolver a equação de difusão de nêutrons para cada uma dessas regiões, aplicando condições de contorno, continuidade de fluxo escalar e densidade de corrente nas interfaces. O fluxoé reconstruído a cada iteração via interpolação polinomial e as constantes arbitrárias oriundas da solução do problema homogêneo são encontradas pela resolução de um sistema linear via fatoração QR. Os resultados numéricos são comparados com outros presentes na literatura.Palavras-chave. Equação de Difusão de Nêutrons Multigrupo, Método da Potência, Fronteiras Fictícias. IntroduçãoUm dos principais enfoques da pesquisa naárea nuclearé o estudo da evolução da população de nêutrons em sistemas nucleares, o queé um grande desafio tanto físico quanto matemático e constitui um problema crucial no estudo e na análise de reatores nucleares [7]. Embora tenha validade limitada o uso da teoria de difusão de nêutrons para cálculos globais em física de reatoresé bastante adotado, uma vez que fornece resultados satisfatórios para muitas aplicações nucleares. Esseé um problema de autovalor eé frequentemente assumido que existe apenas uma fonte de nêutrons no reator autossustentável. A determinação do fluxo de nêutrons ou distribuição de energia dentro do núcleo do reatoré calculada resolvendo-se a Equação de Difusão de Nêutrons Multigrupo Multirregião (EDNMM) [3].