Implementa????o e qualifica????o de metodologia de c??lculos neutr??nicos em reatores subcr??ticos acionados por fonte externa de n??utrons e aplica????es

• Autor(a) principal: CARLUCCIO, THIAGO
• Data de Publicação: 2011
• Tipo de documento: Tese
• Título da fonte: Repositório Institucional do IPEN
• Texto Completo: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10033
• topic: ipen-mb-1 reactor; subcritical assemblies; neutron sources; burnup; accelerator driven transmutation; m codes; t codes; nuclear data collections; control elements

O trabalho teve como objetivo a investiga????o de Metodologias de C??lculo dos Reatores Subcr??ticos acionados por fonte externa de n??utrons, tais como, \"Accelerator Driven Subcritical Reactor\" (ADSR) e \"Fusion Driven Subcritical Reator\" (FDSR) , que s??o reatores nucleares subcr??ticos com uma fonte externa de n??utrons. Tais n??utrons s??o produzidos, no caso do ADSR, atrav??s da intera????o de part??culas aceleradas (pr??tons, deut??rio) com um alvo (Pb, Bi, etc) ou atrav??s das rea????es de fus??o, no caso do FDSR. Este conceito de reator vem sendo objeto de intensa pesquisa, sobretudo pela possibilidade de ser utilizado para transmutar o enorme inventario de rejeitos nucleares, principalmente os transur??nicos (TRU) e os produtos de fiss??o de meia-vida longa (LLFP). Neste trabalho enfatiza os seguintes aspectos: (i) complementar e aprimorar a metodologia de c??lculos neutr??nicos com queima e transmuta????o e implement??-la computacionalmente; (ii) e utilizando esta metodologia, participar dos Projetos Coordenados de Pesquisa (CRP) da Ag??ncia Internacional de energia At??mica \"Analytical and Experimental Benchmark Analysis of ADS\" e \"Collaborative work on use of LEU in ADS\", principalmente na reprodu????o dos resultados experimentais da instala????o subcr??tica Yalina Booster e tamb??m no c??lculo de um n??cleo subcr??tico do reator IPEN/MB-01, (iii) analisar comparativamente diferentes bibliotecas de dados nucleares, no c??lculo de par??metros integrais (keff), diferenciais (espectro, fluxo) e de queima e transmuta????o (invent??rio ao final do ciclo) e (iv) aplicar a metodologia desenvolvida em um estudo que possa ajudar na escolha futura de um sistema transmutador dedicado. Foram utilizados para tanto os seguintes c??digos: MCNP (Transporte de part??culas por Monte Carlo), MCB (acoplamento do MCNP com c??digo de transmuta????o) e o sistema NJOY para o processamento dos arquivos de dados nucleares avaliados.