Spallation Product Distributions and Neutron Multiplicities for Accelerator-Driven System Using the CRISP Code

Pereira, Samira Luisa Apóstolos; Deppman, A.; Silva, Giovani L.; Maiorino, José Rubens; Santos, Adimir dos; Duarte, S. B.; Tavares, O. A. P.; Garcı́a, F.

doi:10.13182/nse159-102

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“…Indeed the large number of particles, the large number of available channels and the fact that the reaction may be understood as a Markovian sequence of steps are features that perfectly match the characteristics of Monte Carlo calculations. In this work we adopt the MC method and use the implementation for nuclear reaction calculations developed in the CRISP code [12], which has been already used in ADS studies [13][14][15]. This implementation is described in some details below.…”

Section: Production Of Nuclide In Nuclear Reactionsmentioning

confidence: 99%

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Monte Carlo Calculation of Fragment Distributions in Nuclear Reactions

Deppman

Andrade-II

Rossi

et al. 2012

Science and Technology of Nuclear Installations

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The fragments produced in nuclear reactions for accelarator driven systems (ADS) operation form elements that can have effects on the structure of the reactor. In this regard, the calculation of fragment distributions gives important information for the development of ADS. To obtain those distributions, the Monte Carlo (MC) method is an important tool, and in this work we describe calculations of fragment distributions through a MC code for reactions initiated by intermediate- and high-energy protons and photons on actinide and preactinide nuclei. We study the production of fragments through spallation and fission reactions. The results show good qualitative agreement with experimental data.

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Section: Production Of Nuclide In Nuclear Reactionsmentioning

confidence: 99%

“…To evaluate the evaporation probability one assumes that it is proportional to the corresponding width, that is, [15,30]…”

Section: Evaporationmentioning

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Monte Carlo Calculation of Fragment Distributions in Nuclear Reactions

Deppman

Andrade-II

Rossi

et al. 2012

Science and Technology of Nuclear Installations

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“…Tais nêutrons são produzidos através da interação de partículas aceleradas (prótons, dêuterons) com um alvo (Pb, Bi, etc. ) possível aplicação como fonte nos reatores híbridos (Pereira et al, 2005(Pereira et al, , 2008Mongelli et al, 2005;Boudard et al, 2002;Russo Rossi, 2011).…”

Section: Nuclídeosunclassified

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

Carluccio¹

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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.

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“…Além das reações induzidas por prótons [Pereira et al, 2008], [Andrade-II, E et al, 2012], [Andrade-II et al, 2011], [Deppman et al, 2013] foram incluídas as de tipo fóton-núcleo [Deppman et al, 2002], [Deppman et al, 2006], [Deppman et al, 2004], eléctron-núcleo [Likhachev et al, 2003b], [Likhachev et al, 2003a] mas sempre iniciando a cascata a partir de uma partícula incidente. Levando em conta a possibilidade real da simulação das reações de tipo núcleo-núcleo a partir do abor-dagem multicolisional exposto anteriormente [Yariv and Fraenkel, 1979], [Yariv and Fraenkel, 1981], [Mancusi et al, 2014] o trabalho a seguir tem como objetivo geral fazer a implementação das reações núcleo-núcleo no código CRISP, e como objetivos específicos:…”

Section: Lista De Tabelasunclassified

Simulação de reações núcleo-núcleo entre 30 e 1000 A MeV com o código CRISP

Varona¹

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Within this work, a Nuclei-Nuclei reaction model was developed and implemented in CRISP code. The nuclei are considered spheric with energy level following a Fermi gas model. The incident nuclei trajectory is determined using classical mechanics considering Coulomb scattering. The individual nucleons of the projectile nuclei are followed during the approximation trajectory; once they reach the target nuclei surface two processes are allowed: a reflexion in the target nuclear surface or they can pass through it and interact with one of the nucleons of the target, in which case the intranuclear cascade phase is initiated. Using CRISP code was studied the importance of peripherical coalition between both nuclei (target and beam). Total reaction cross section, the double differential cross section from proton and neutron emission, spallation reaction fragments cross section, fission residual mass cross section was studied for differents cases; showing better results for systems with less rest mass and less excitation energy.

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Spallation Product Distributions and Neutron Multiplicities for Accelerator-Driven System Using the CRISP Code

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Monte Carlo Calculation of Fragment Distributions in Nuclear Reactions

Monte Carlo Calculation of Fragment Distributions in Nuclear Reactions

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

Simulação de reações núcleo-núcleo entre 30 e 1000 A MeV com o código CRISP

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