Estudo do fluxo neutrônico no reator IPR-R1 com o MCNPX

Authors

  • Júlio Ângelo de Souza Melo Universidade de Pernambuco
  • Lázara Silveira Castrillo Universidade de Pernambuco
  • Romero Matias B.M. Oliveira Secretária Executiva de Educação do Estado de Pernambuco

DOI:

https://doi.org/10.15392/bjrs.v4i1.196

Keywords:

fluxo neutrônico, IPR-R1, MCNPX

Abstract

Neste trabalho utilizou-se o código computacional MCNPX, uma das versões mais recentes do código de transporte MCNP, com o objetivo de estudar a distribuição do fluxo e sua fluência neutrônica em função da energia em dois dispositivos de irradiação do reator de pesquisa IPR-R1. O modelo desenvolvido foi validado com a pesquisa realizada por  DALLE(2002). Inicialmente, na simulação considerou-se o combustível fresco em cuja configuração do núcleo constavam  três varetas de controle, sendo duas delas 100% ejetadas enquanto a outra inserida a 3,1x10-1 m de profundidade, conforme situação adotada na literatura.  A fonte de nêutrons utilizada  foi do tipo crítica, através do cartão KSRC. Os resultados do fluxo e da fluência neutrônica foram obtidos no tubo central e na mesa giratória num intervalo de espectro energético que variou de 1,0 x10-9 MeV a 10 MeV, apresentando  boas correlações com o modelo usado na validação.  Por último, uma situação hipotética, em que as três varetas de controle do reator são ejetadas simultaneamente, foi simulada. Os resultados da simulação mostraram um aumento no fluxo neutrônico de 7% no tubo central e de 5% na mesa giratória. 

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Author Biographies

  • Júlio Ângelo de Souza Melo, Universidade de Pernambuco

    Departamento de Tecnologia da Energia

     

  • Lázara Silveira Castrillo, Universidade de Pernambuco
    É doutora formada pela UFPE, docente do Departamento de Engenharia Mecânica e do Mestrado de Tecnologia da Energia na UPE.
  • Romero Matias B.M. Oliveira, Secretária Executiva de Educação do Estado de Pernambuco
    Engenheiro mecânico e civil, mestre pela UFPE e pesquisador.

References

DALLE, H. M., JERAJ, R.Validation of the Monteburns code for criticality calculations of TRIGA reactors, Research and Development Brazilian Journal, v.4, p.91-94, 2002.

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Published

2016-09-01

Issue

Section

Articles

How to Cite

Estudo do fluxo neutrônico no reator IPR-R1 com o MCNPX. Brazilian Journal of Radiation Sciences, Rio de Janeiro, Brazil, v. 4, n. 1, 2016. DOI: 10.15392/bjrs.v4i1.196. Disponível em: https://bjrs.org.br/revista/index.php/REVISTA/article/view/196.. Acesso em: 23 nov. 2024.

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