Desenvolvimento de uma metodologia para simulação de reatores refrigerados a gás com propósito de transmutação
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Autor(es)
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Editor
Universidade Federal de Minas Gerais
Descrição
Tipo
Tese de doutorado
Título alternativo
Primeiro orientador
Membros da banca
Maria Auxiliadora Fortini Veloso
Antonella Lombardi Costa
Stela Dalva Santos Cota
Alexandre David Caldeira
Rubens Souza dos Santos
Antonella Lombardi Costa
Stela Dalva Santos Cota
Alexandre David Caldeira
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
Palavras-chave
WIMS-D5, Reatores nucleares, Técnica PUREX