Implementação  e qualificação de metodologia de cálculos neutrônicos em reatores subcríticos acionados por fontes externa de nêutrons e aplicações

Abstract

O trabalho teve como objetivo a investigação de Metodologias de Cálculo dos Reatores Subcríticos acionados por fonte externa de nêutrons, tais como,"Accelerator Driven Subcritical Reactor" (ADSR) e "Fusion Driven Subcritical Reator"(FDSR) , que são reatores nucleares subcríticos com uma fonte externa de nêutrons. Tais nêutrons são produzidos, no caso do ADSR, através da interação de partículas aceleradas (prótons, deutério) com um alvo (Pb, Bi, etc) ou através das reações de fusão, no caso do FDSR. Este conceito de reator vem sendo objeto de intensa pesquisa, sobretudo pela possibilidade de ser utilizado para transmutar o enorme inventário de rejeitos nucleares, principalmente os transurânicos (TRU) e os produtos de fissão de meia-vida longa (LLFP). Neste trabalho enfatiza os seguintes aspectos: (i) complementar e aprimorar a metodologia de cálculos neutrônicos com queima e transmutação e implementá-la computacionalmente; (ii) e utilizando esta metodologia, participar dos Projetos Coordenados de Pesquisa (CRP) da Agência Internacional de energia Atômica "Analytical and Experimental Benchmark Analysis of ADS" e "Collaborative work on use of LEU in ADS", principalmente na reprodução dos resultados experimentais da instalação subcrítica Yalina Booster e também no cálculo de um núcleo subcrítico do reator IPEN/MB-01, (iii) analisar comparativamente diferentes bibliotecas de dados nucleares, no cálculo de parâmetros integrais (k ef f), diferenciais (espectro, fluxo) e de queima e transmutação (inventário ao final do ciclo) e (iv) aplicar a metodologia desenvolvida em um estudo que possa ajudar na escolha futura de um sistema transmutador dedicado. Foram utilizados para tanto os seguintes códigos: MCNP (Transporte de partículas por Monte Carlo), MCB (acoplamento do MCNP com código de transmutação) e o sistema NJOY para o processamento dos arquivos de dados nucleares avaliados.

Desenvolvimento de um modelo computacional de reator nuclear para estudos de optimização da blindagem primária em submarinos nucleares.

“…Um material compósito em particular já é vendido com o propósito de blindar radiação neutrônica e gama: desenvolvido pelo Exército Americano (Durkee III , 2006) (Hu et al, 2008), métodos por forçabruta (Piotrowski et al, 2012) e estudos experimentais visando a optimização de plantas específicas (Wilson et al, 2001). Os resultados são pouco conclusivos haja visto que alguns dados de bibliotecas nucleares são diferenciados (Carluccio, 2011) e também devido a ausência de trabalho experimental no ramo.…”

Obtenção de reatividade subcrítica por meio de medidas de APSD e CPSD utilizando detectores modo pulso no reator IPEN/MB-01

“…A ordem de espalhamento, i.e., a de expansã o de Legendre, é P 3 ao longo de todas as aná lises. Finalmente, a biblioteca de grupo amplo é convenientemente convertida no formato do código TORT pelo programa GIP (Rhoades, 1975 Alé m disso, obtiveram-se, també m, o tempo de geraç ã o de nê utrons prontos (l eff ,) e a fraç ã o efetiva de nê utrons atrasados (β eff ) utilizando uma versã o mais nova do MCNP, a saber, MCNP6, por mé todos discutidos em (Kiedrowski, et al, 2009;Carluccio, 2011 32,97 0,01 0,00757 0,00002 23,0 33,02 0,01 0,00761 0,00002 20,5 33,03 0,01 0,00766 0,00002 18,0 33,07 0,01 0,00761 0,00002 15,5 33,07 0,01 0,00763 0,00002 13,0 33,07 0,01 0,00761 0,00002 10,5 33,09 0,01 0,00762 0,00002 8,0 33,09 0,01 0,00761 0,00002 5,5 33,07 0,01 0,00761 0,00002 3,0 33,09 0,01 0,00758 0,00002…”