A comparative study on Candu 6 reactor criticality through MCNPX and scale 6.0 codes

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.