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http://hdl.handle.net/1843/MBAM-7YYG7K| Tipo: | Tese de Doutorado |
| Título: | Desenvolvimento de uma metodologia para simulação de reatores refrigerados a gás com propósito de transmutação |
| Autor(es): | Clarysson Alberto Mello da Silva |
| Primeiro Orientador: | Claubia Pereira Bezerra Lima |
| Primeiro Coorientador: | Maria Auxiliadora Fortini Veloso |
| Primeiro membro da banca : | Maria Auxiliadora Fortini Veloso |
| Segundo membro da banca: | Antonella Lombardi Costa |
| Terceiro membro da banca: | Stela Dalva Santos Cota |
| Quarto membro da banca: | Alexandre David Caldeira |
| Quinto membro da banca: | Rubens Souza dos Santos |
| Resumo: | Neste trabalho se propõe uma metodologia de simulação de reatores MHR usando o código nuclear WIMSD-5B (Winfrith Improved Multi-group Scheme) que é validada usando o código MCNPX 2.6.0 (Monte Carlo N-Particle transport eXtend). O objetivo é verificar a capacidade do WIMSD-5B de simular um reator do tipo GT-MHR (Gás Turbine Modular Helium Reactor), considerando todas as suas possibilidades de recargas. Também é avaliada a possibilidade do WIMSD-5B em representar adequadamente a evolução do combustível ao longo das diversas recargas. Inicialmente verifica-se a capacidade do WIMSD-5B em simular as especificidades de recarga deste sistema através da análise dos parâmetros neutrônicos e composição isotópica do combustível durante a queima. Posteriormente, o sistema é simulado usando ambos os códigos WIMSD-5B e MCNPX 2.6.0 e os resultados do keff, do fluxo neutrônico e da composição obtidos nos dois códigos são comparados. Os resultados mostram que o código WIMSD-5B, determinístico, pode ser usado para uma avaliação qualitativa, representando adequadamente o comportamento do núcleo durante as recargas, sendo possível, em um curto intervalo de tempo obter informações a respeito da queima do núcleo que, uma vez otimizado, poderá ser avaliado quantitativamente por um código do tipo MCNPX 2.6.0. |
| Abstract: | This work proposes a methodology of MHR (Modular Helium Reactor) simulation using the WIMSD-5B (Winfrith Improved Multi/group Scheme) nuclear code which is validated by MCNPX 2.6.0 (Monte Carlo N-Particle transport eXtend) nuclear code. The goal is verify the capability of WIMSD-5B to simulate a reactor type GT-MHR (Gas Turbine Modular Helium Reactor), considering all the fuel recharges possibilities. Also is evaluated the possibility of WIMSD-5B to represent adequately the fuel evolution during the fuel recharge. Initially was verified the WIMSD-5B capability to simulate the recharge specificities of this model by analysis of neutronic parameters and isotopic composition during the burnup. After the model was simulated using both WIMSD-5B and MCNPX 2.6.0 codes and the results of keff, neutronic flux and isotopic composition were compared. The results show that the deterministic WIMSD-5B code can be applied to a qualitative evaluation, representing adequately the core behavior during the fuel recharges being possible in a short period of time to inquire about the burned core that, once optimized, can be quantitatively evaluated by a code type MCNPX 2.6.0. |
| Assunto: | Elementos actinideos Engenharia nuclear |
| Idioma: | Português |
| Editor: | Universidade Federal de Minas Gerais |
| Sigla da Instituição: | UFMG |
| Tipo de Acesso: | Acesso Aberto |
| URI: | http://hdl.handle.net/1843/MBAM-7YYG7K |
| Data do documento: | 19-Nov-2009 |
| Aparece nas coleções: | Teses de Doutorado |
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| tese_claryssonalbertomellosilva_ci_nt_cnucleares.pdf | 3.63 MB | Adobe PDF | Visualizar/Abrir |
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