A thorium-fuel pin neutronic analysis using different nuclear codes
A utilização de diversos códigos nucleares para realização de cálculos de criticalidade, evolução do combustível e simulações de condições reais de trabalho já é um recurso difundido entre os pesquisadores de todo o mundo. Cada código nuclear, seja de transporte neutrônico ou para análise de evoluçã...
| Autor: | |
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| Tipo de recurso: | tesis de maestría |
| Estado: | Versión publicada |
| Fecha de publicación: | 2019 |
| País: | Brasil |
| Institución: | Universidade Federal de Minas Gerais (UFMG) |
| Repositorio: | Repositório Institucional da UFMG |
| Idioma: | inglés |
| OAI Identifier: | oai:repositorio.ufmg.br:1843/30081 |
| Acceso en línea: | http://hdl.handle.net/1843/30081 |
| Access Level: | acceso abierto |
| Palabra clave: | Nuclear codes Validation Criticality calculation Cross section data Depletion k_inf Effective delayed neutron fraction Fuel temperature coefficient Nuclear reactor safety parameters Engenharia nuclear Combustíveis nucleares Verificação (Lógica) |
| Sumario: | A utilização de diversos códigos nucleares para realização de cálculos de criticalidade, evolução do combustível e simulações de condições reais de trabalho já é um recurso difundido entre os pesquisadores de todo o mundo. Cada código nuclear, seja de transporte neutrônico ou para análise de evolução do combustível, tem suas características específicas. Assim sendo, esse trabalho tem como objetivo validar o modelo desenvolvido e os dados de seções de choque em diferentes temperaturas de trabalho gerados pelo Departamento de Engenharia Nuclear - DEN da Universidade Federal de Minas Gerais – UFMG usando o sistema de códigos NJOY99 e adotando um benchmark de vareta combustível abastecido com combustível baseado em tório realizado pelo MIT, INEEL e Czech Technical University usando diferentes códigos nucleares. A verificação consiste em comparar os resultados entre os códigos, usando a mesma metodologia do benchmark. Para realizar a validação, foram feitos cálculos de criticalidade e de evolução do combustível, utilizando os códigos MCNPX, MCNP5, Serpent, o sistema SCALE6.0 e Monteburns. Outrossim, uma extensão dos cálculos apresentados pelo benchmark é realizada e parâmetros de segurança de reatores nucleares são calculados para o modelo desenvolvido. Neste trabalho foram avaliados também, a fração de nêutrons atrasados efetiva, o coeficiente de temperatura do combustível e as taxas de produção e transmutação para cada código considerando situações de combustível fresco e queimado. Foram obtidas frações de nêutrons atrasados efetivas que decresciam de valor respondendo a variação da composição do combustível e k∞ que iniciam a simulação com valores muito próximos e tem sua diferença aumentada ao longo da queima, ambos resultados são reflexos das taxas de produção e transmutação consideradas por cada código. Com isso, a ENDL utilizada implicitamente para os cálculos de queima mostra-se o fator determinante para as simulações mostra a influência. Ainda, conclusõessão feitas sobre o procedimento de cálculo dos coeficientes de temperatura do combustível e também sobre a rotina de préprocessamento de alargamento Doppler do código Serpent. As conclusões são trazidas separadamente em cada capítulo, e o capítulo final apresenta discussões e conclusões que foram obtidas ao longo de todo o trabalho, além do apresentar ideias de trabalhos e perspectivas futuras relacionadas ao escopo deste trabalho. |
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