A thorium-fuel pin neutronic analysis using different nuclear codes

• Ano de defesa: 2019
• Autor(a) principal: Felipe Martins Gomes Pereira
• Tipo de documento: Dissertação
• Tipo de acesso: Acesso aberto
• Idioma: eng
• Instituição de defesa: Universidade Federal de Minas Gerais; Brasil; ENG - DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR; Programa de Pós-Graduação em Ciências e Técnicas Nucleares; UFMG
• Palavras-chave em Português: 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)
• Link de acesso: http://hdl.handle.net/1843/30081

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.