Simulação neutrônica do reator nuclear de pesquisa TRIGA, do CDTN, utilizando os códigos Monte Carlo Serpent e MCNPX

Abstract

ResumoO reator nuclear de pesquisa TRIGA IPR-R1 está localizado no Centro de Desenvolvimento de Tecnologia Nuclear -CDTN, em Belo Horizonte. Ele permanece em operação desde 1960. Durante esse período, o reator tem sido utilizado na produção de radioisótopos, para estudos em radiobiologia, para produção de fontes radioativas para indústrias, na produção de traçadores utilizados em processos industriais, na irradiação de amostras para análise por ativação por nêutrons, docência e treinamento. Devido a um histórico muito longo de operações e à ausência de informações sobre a composição atual dos elementos combustíveis, torna-se muito difícil conhecer, com exatidão, seus parâmetros neutrônicos. Este trabalho apresenta a avaliação teórica do fator de multiplicação de nêutrons (k) desde a primeira configuração, levando em consideração os efeitos da incerteza na composição atual do combustível do reator. Os resultados mostraram que a geometria e detalhes do reator devem ser incluídos no modelo, pois impactam significativamente no cálculo da reatividade. Comparações feitas entre os códigos Monte Carlo MCNPX e Serpent 2.1.20, mostraram diferenças consistentes dos resultados obtidos para a reatividade em todas as geometrias simuladas. Palavras-chave:Reator. TRIGA. Nêutron. Código Serpent. MCNP. AbstractThe IPR-R1 TRIGA nuclear research reactor is located at the Nuclear Technology Development Center -CDTN in Belo Horizonte. It has been in operation since 1960. During this period, the reactor has been used for production of radioisotopes aiming at radiobiology and environment studies, for production of radioactive sources for industries, in production of radiotracers for industrial processes, in application of neutron activation analysis and training. Due to a very long history of operations, and the absence of information about the current fuel elements composition, it becomes very difficult to know exactly its neutron parameters. This paper presents the theoretical evaluation of the neutron multiplication factor (k) from the first configuration, taking into account the effects of the uncertainty in the current reactor fuel composition. The results showed that the geometry and details of the reactor must be included in the model, since it has a significant impact on the reactivity calculation. Comparisons made between the Monte Carlo codes: MCNPX and Serpent 2.1.20, showed consistent differences in the results obtained for reactivity in all simulated geometries.