Use este identificador para citar ou linkar para este item:
http://hdl.handle.net/1843/60680| Tipo: | Artigo de Evento |
| Título: | A comparative study on Candu 6 reactor criticality through MCNPX and scale 6.0 codes |
| Título(s) alternativo(s): | Um estudo comparativo sobre a criticidade do reator Candu 6 através dos códigos MCNPX e escala 6.0 |
| Autor(es): | Gustavo V. C. Teixeira Michel C. B. de Almeida Clarysson A. M. da Silva Claubia Pereira Bezerra Lima |
| Resumo: | The CANDU 6 is a nuclear reactor developed in Canada by Atomic Energy Canada Limited (AECL) which uses heavy water as both coolant and moderator, what results in a better neutron economy and allows natural uranium to be used as fuel. This nuclear system has been widely studied and evaluated making use of different computational codes that simulate nuclear systems estimating the neutronic parameters. In this sense, the present work aims to model the CANDU 6 reactor to ensure the reliability of the keff values obtained as well as to contribute to future studies regarding the CANDU 6 criticality. For this purpose, the MCNPX code was used to simulate the reactor for than to make comparisons and discussions about the criticality values found in multiple cases, based on previous results in the SCALE 6.0 code. For instance, different fuels compositions and reactivity devices configurations were analyzed. |
| Abstract: | O CANDU 6 é um reator nuclear desenvolvido no Canadá pela Atomic Energy Canada Limited (AECL) que utiliza água pesada como refrigerante e moderador, o que resulta em uma melhor economia de nêutrons e permite o uso de urânio natural como combustível. Este sistema nuclear tem sido amplamente estudado e avaliado utilizando diferentes códigos computacionais que simulam sistemas nucleares estimando os parâmetros neutrônicos. Neste sentido, o presente trabalho visa modelar o reator CANDU 6 para garantir a confiabilidade dos valores de keff obtidos bem como contribuir para estudos futuros a respeito da criticidade do CANDU 6. Para tanto, utilizou-se o código MCNPX para simular o reator para depois fazer comparações e discussões sobre os valores de criticidade encontrados em múltiplos casos, com base em resultados anteriores no código SCALE 6.0. Por exemplo, foram analisadas diferentes composições de combustíveis e configurações de dispositivos de reatividade. |
| Assunto: | Reatores nucleares Energia nuclear Combustiveis nucleares |
| Idioma: | eng |
| País: | Brasil |
| Editor: | Universidade Federal de Minas Gerais |
| Sigla da Instituição: | UFMG |
| Departamento: | ENG - DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR |
| Tipo de Acesso: | Acesso Aberto |
| Identificador DOI: | 10.29327/advs2021.459206 |
| URI: | http://hdl.handle.net/1843/60680 |
| Data do documento: | 2022 |
| metadata.dc.url.externa: | https://www.even3.com.br/anais/advs2021/459206/ |
| metadata.dc.relation.ispartof: | Semana nacional de engenharia nuclear e da energia e ciências das radiações |
| Aparece nas coleções: | Artigo de Evento |
Arquivos associados a este item:
| Arquivo | Descrição | Tamanho | Formato | |
|---|---|---|---|---|
| A comparative study on candu 6 reactor criticality through MCNPX and scale 6.0 codes.pdf | 401.62 kB | Adobe PDF | Visualizar/Abrir |
Os itens no repositório estão protegidos por copyright, com todos os direitos reservados, salvo quando é indicado o contrário.