Neste trabalho, estudou-se a equação de transporte para partículas não carregadas (nêutrons e fótons), denominada equação de transporte linear de Boltzman a qual é a equação básica para descrever a distribuição energética, espacial, angular e também do comportamento temporal de nêutrons num Reator Nuclear (Física de Reatores), bem como o transporte de nêutrons e gamas em meios materiais, que é básico no estudo de blindagens. Em particular o foco foi no método numérico denominado S_N, ou método de ordenadas discretas o qual é um dos métodos numéricos mais utilizados nos programas utilizados no projeto de Reatores Nucleares e no projeto de blindagens das radiações. Além do estudo da teoria de transporte e de seus métodos de solução, o estudo e a aplicação do código unidimensional de transporte ANISN foi realizado. O código ANISN soluciona numericamente através do método SN a equação de transporte em geometria plana, esférica e cilíndrica com espalhamento anisotrópico e em multigrupos de energia. Em particular inicialmente utiliza-se uma versão antiga, denominada ANISN-PC, que possui uma versão executável do programa FORTRAN, para solucionar alguns problemas exemplos em blindagem (transporte de nêutrons e gamas acoplados). Como dados básicos foram utilizadas secções de choque disponíveis da biblioteca IRAN-LIB. Para problemas onde as secções de choque são fornecidas, utilizou-se o ANISN-DOORS.