Estudo da viabilidade da alteração da posição da câmara de fissão no reator IEA-R1

• Ano de defesa: 2023
• Autor(a) principal: Souza, Felipe Viggiano de
• Orientador(a): Genezini, Frederico Antonio
• Tipo de documento: Dissertação
• Tipo de acesso: Acesso aberto
• Idioma: por
• Instituição de defesa: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN)
• Palavras-chave em Português: câmara de fissão; método de monte carlo; reatores de pesquisa; fission chamber; monte carlo method; research reactors
• Link de acesso: https://www.repositorio.mar.mil.br/handle/ripcmb/846387

Com uma licença de operação de até 5MW, o reator IEA-R1, além de ser o mais antigo, é o maior reator de pesquisa do Brasil. No presente momento, a produção de radioisótopos é restringida por alguns fatores como as instalações para processamento pós irradiação e capacidade de horas de operação. De forma a atender à crescente demanda de radioisótopos no país, em especial do Lutécio-177, existe um esforço sendo feito para que o ciclo operacional do reator seja aumentado para catorze dias, sendo nove dias de operação e cinco dias de parada e manutenção. Novas células quentes também estão sendo construídas para apoio aos processos pós irradiação. A compra de materiais altamente enriquecidos possui se trata de um processo de alta complexidade pois uma série de restrições é aplicada à comercialização desse tipo de produto, e, o canal de segurança nuclear do reator IEA-R1 foi projetado de forma a utilizar uma câmara de fissão com um revestimento de material físsil enriquecido a um valor superior a noventa porcento. Neste contexto, pensando em um aumento do ciclo operacional da planta, faz-se necessário avaliar a situação do equipamento, com o objetivo de se minimizar a depleção do seu material físsil e prolongar sua vida útil. Este trabalho, portanto, possui o foco de investigar e quantificar o fluxo neutrônico ao longo da tubulação do canal de segurança do reator (eixo vertical) e buscar uma posição que garanta uma extensão da vida útil da câmara de fissão mesmo com o aumento do ciclo operacional da planta. Para atingir esse objetivo, o núcleo do reator foi modelado utilizando a ferramenta de simulação através do Método de Monte Carlo do pacote de software SCALE, desenvolvido e fornecido pelo Laboratório Nacional de Oak Ridge (Oak Ridge National Laboratory) chamada KENO-VI.