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http://hdl.handle.net/1843/30081
Tipo: | Dissertação |
Título: | A thorium-fuel pin neutronic analysis using different nuclear codes |
Autor(es): | Felipe Martins Gomes Pereira |
primer Tutor: | Claubia Pereira Bezerra Lima |
primer Co-tutor: | Carlos Eduardo Velasquez Cabrera |
primer miembro del tribunal : | Claubia Pereira Bezerra Lima |
Segundo miembro del tribunal: | Carlos Eduardo Velasquez Cabrera |
Tercer miembro del tribunal: | Alexandre David Caldeira |
Cuarto miembro del tribunal: | Graiciany de Paula Barros |
Quinto miembro del tribunal: | Daniel de Almeida Magalhães Campolina |
Resumen: | Several different nuclear codes have been used to perform depletion and criticality calculations, already widespread among worldwide researchers. The neutron transport and depletion codes have their particularities such as the number of energy groups and multigroup cross section data included for each code. Therefore, this work aims to validate the model and cross sections data generated at DEN/UFMG using NJOY99 system and adopting a thorium fuel pin benchmark performed by MIT, INEEL and Czech Technical University, and using different computational nuclear codes. The validation consists in comparing results from codes and reference using benchmark methodology in criticality and depletion situations. To perform criticality at steady state and depletion calculations are used MCNPX, MCNP5, Serpent, SCALE6.0 system, and Monteburns. Besides that, an extension of the benchmark calculations is performed and nuclear reactor safety parameters are calculated for developed model. In this work are evaluated quantities such as the effective delayed neutron fraction, fuel temperatures coefficients and production and consumption rates for each code considering fresh fuel and depletion situations. It is achieved effective delayed neutron fractions that decreased responding to changes in fuel composition and k∞ that began simulation with lower differences than the ones obtained at burnup end, both results are a reflection of production and consumption rates considered by each code. Thus, the determining factor for the simulations is the ENDL used implicitly to depletion calculations. Besides that, conclusions are made about fuel temperature coefficient calculation and Serpent Doppler broadening preprocessor routine related to cross section data usage. The conclusions are presented in each chapter separately and accompanying their respective results. To sum up, the last chapter presents future perspectives discussions and overall conclusions and discussions from the obtained results. |
Abstract: | 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. |
Asunto: | Engenharia nuclear Combustíveis nucleares Verificação (Lógica) |
Idioma: | eng |
País: | Brasil |
Editor: | Universidade Federal de Minas Gerais |
Sigla da Institución: | UFMG |
Departamento: | ENG - DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR |
Curso: | Programa de Pós-Graduação em Ciências e Técnicas Nucleares |
Tipo de acceso: | Acesso Aberto |
metadata.dc.rights.uri: | http://creativecommons.org/licenses/by-nc/3.0/pt/ |
URI: | http://hdl.handle.net/1843/30081 |
Fecha del documento: | 29-may-2019 |
Aparece en las colecciones: | Dissertações de Mestrado |
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