Obtenção dos fluxos de neutrôns total e térmico na mesa giratória do reator TRIGA MARK I IPR-R1 utilizando o método Monte Carlo
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Editor
Universidade Federal de Minas Gerais
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Tipo
Dissertação de mestrado
Título alternativo
Primeiro orientador
Membros da banca
Clarysson Alberto Mello da Silva
Maria Angela de Barros Correia Menezes
Maria Angela de Barros Correia Menezes
Resumo
O IPR-R1 é um reator do tipo TRIGA, modelo Mark-I, fabricado pela empresa General Atomic e instalado no Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN) da Comissão Brasileira de Energia Nuclear (CNEN), em Belo Horizonte, Brasil. Moderado e refrigerado a água leve, o reator possui refletor de grafite e é do tipo piscina aberta. O IPR-R1 funciona a 100 kW, mas será brevemente licenciado para operar a 250 kW. Ele opera a uma baixa potência, baixa pressão e é aplicado na pesquisa, treinamento e produção de radioisótopos. O combustível do IPR-R1 é uma liga de hidreto de zircônio e urânio enriquecido a 20% em 235U. O objetivo deste trabalho é a modelagem do Reator de Pesquisa TRIGA IPR-R1, utilizando o MCNPX2.6.0 (Monte Carlo N-Particle Transport estender) e o MCNP5, para o cálculo do fluxo de nêutrons na Mesa Giratória. Em cada simulação, a amostra foi colocada em uma posição diferente, num total de 40 posições ao redor do núcleo do reator. A comparação entre os resultados obtidos com o MCNPX 2.6.0 e o MCNP5 com os valores experimentais de outros trabalhos se mostraram bem aceitáveis. Além disso, está metodologia é uma ferramenta teórica importante na validação dos dados experimentais e necessária para a determinação de fluxos de nêutrons onde não é possível acesso experimental.
Abstract
The IPR-R1 is a reactor type TRIGA, Mark-I model, manufactured by the General Atomic Company and installed at Nuclear Technology Development Centre (CDTN) of Brazilian Nuclear Energy Commission (CNEN), in Belo Horizonte, Brazil. It is a light water moderated and cooled, graphite-reflected, open-pool type research reactor. IPR-R1 works at 100 kW but it will be briefly licensed to operate at 250 kW. It presents low power, low pressure, for application in research, training and radioisotopes production. The fuel is an alloy of zirconium hydride and uranium enriched at 20% in 235U. The goal this work is modelling of the IPR-R1 Research Reactor Triga using the codes MCNPX2.6.0 (Monte Carlo N-Particle Transport eXtend) and MCNP5 to the calculating the neutron flux in the carousel facility. In each simulation the sample was placed in a different position, totaling forty positions around of the reactor core. The comparison between the results obtained with experimental values from other work showing a relatively good agreement. Moreover, this methodology is a theoretical tool in validating of the experimental values and necessary for determining neutron flux which can not be accessible experimentally.
Assunto
Engenharia nuclear
Palavras-chave
Nêutrons, Reator triga, IPR-R1