Análise neutrônica com dois grupos de nêutrons de um reator anelar pulsado

Detalhes bibliográficos
Autor(a) principal: ALBUQUERQUE SEGUNDO, Clóvis Correa de
Data de Publicação: 2018
Tipo de documento: Dissertação
Idioma: por
Título da fonte: Repositório Institucional da UFPE
dARK ID: ark:/64986/001300000z2fk
Texto Completo: https://repositorio.ufpe.br/handle/123456789/34264
Resumo: A produção de fontes nêutrons de alta intensidade é importante para a física nuclear básica, bem como nos experimentos e testes de materiais, além da sua importância para produção de isótopos nucleares. De forma que os reatores nucleares têm sido utilizados como fontes de fluxos de nêutrons de alta intensidade, muito embora a obtenção de tais níveis seja limitada pela dificuldade de remoção da energia térmica gerada pelo processo de fissão. Assim, trabalhos com reatores pulsados periódicos, que fornecem regiões de fluxos supercríticos com alta velocidade, são extremamente relevantes. O objetivo deste trabalho foi desenvolver uma análise para a distribuição do fluxo de nêutrons do VICHFPR usando a Teoria de Dois Grupos Energéticos de nêutrons que, por sua vez, utiliza a equação da difusão para descrever o fluxo neutrônico, resultando em uma equação difrencial parcial. A partir deste ponto, a equação é discretizada através do Método semi implícito da diferenças finitas de Crank–Nicolson para em seguida ser resolvida computacionalmente. Tornando, assim, a simulação mais realista em relação a Teoria de um grupo, conferindo maior precisão e detalhe à distribuição neutrônica dentro do núcleo do reator. A simulação computacional descreve o comportamento neutrônico de dois grupos: um grupo rápido e outro termico. Devidamente descritos dentro do núcleo do reator a fim de comparalos tanto entre si quanto com o resultado de um grupo. Os resultados encontrados indicam uma boa precisão para o trabalho com um grupo de nêutrons, todavia ressalta a importância da simulação com mais grupos de energia em virtude da ampliação dos espectro de energia e também da precisão.
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O objetivo deste trabalho foi desenvolver uma análise para a distribuição do fluxo de nêutrons do VICHFPR usando a Teoria de Dois Grupos Energéticos de nêutrons que, por sua vez, utiliza a equação da difusão para descrever o fluxo neutrônico, resultando em uma equação difrencial parcial. A partir deste ponto, a equação é discretizada através do Método semi implícito da diferenças finitas de Crank–Nicolson para em seguida ser resolvida computacionalmente. Tornando, assim, a simulação mais realista em relação a Teoria de um grupo, conferindo maior precisão e detalhe à distribuição neutrônica dentro do núcleo do reator. A simulação computacional descreve o comportamento neutrônico de dois grupos: um grupo rápido e outro termico. Devidamente descritos dentro do núcleo do reator a fim de comparalos tanto entre si quanto com o resultado de um grupo. Os resultados encontrados indicam uma boa precisão para o trabalho com um grupo de nêutrons, todavia ressalta a importância da simulação com mais grupos de energia em virtude da ampliação dos espectro de energia e também da precisão.The production of high-intensity neutron sources is important for basic nuclear physics, as well as in experiments and testing of materials, in addition to their important production of nuclear isotopes. Thus, nuclear reactors have been used as sources of high-intensity neutron fluxes, although the achievement of such levels is limited by the difficulty of removing the thermal energy generated by the fission process. Thus, work with periodic pulsed reactors, which provide regions of supercritical fluxes and high speed, are extremely relevant. The objective of this work was to develop an analysis for the distribution of denatured fluxes of VICHFPR using the Theory of Two Neutron Energetic Groups which, for its time, uses the diffusion equation to describe the neutron flux, resulting in a partial differential equation. From this point, the equation is discretized through the semi-implicit method of the finite differences of Crank-Nicolson and then solved computationally. This makes the simulation more realistic in relation to the group’s theory, giving greater accuracy and detail to the neutron distribution inside the reactor core. The computational simulation describes the neutron behavior of two groups: a fast group and a thermal group. Properly described within the core of the reactor in order to compare them both with each other as with the result of a group. The results indicate a good precision for the work with a group of neutrons, but it emphasizes the importance of the simulation with more groups of energy by virtue of the amplification of the energy spectrum and also of the precision.porUniversidade Federal de PernambucoPrograma de Pos Graduacao em Tecnologias Energeticas e NuclearUFPEBrasilAttribution-NonCommercial-NoDerivs 3.0 Brazilhttp://creativecommons.org/licenses/by-nc-nd/3.0/br/info:eu-repo/semantics/openAccessEngenharia nuclearFluxo de nêutronsEquação da difusãoModelo de dois gruposAnálise neutrônica com dois grupos de nêutrons de um reator anelar pulsadoinfo:eu-repo/semantics/publishedVersioninfo:eu-repo/semantics/masterThesismestradoreponame:Repositório Institucional da UFPEinstname:Universidade Federal de Pernambuco (UFPE)instacron:UFPETHUMBNAILDISSERTAÇÃO Clovis Correa de Albuquerque Segundo.pdf.jpgDISSERTAÇÃO Clovis Correa de Albuquerque Segundo.pdf.jpgGenerated Thumbnailimage/jpeg1319https://repositorio.ufpe.br/bitstream/123456789/34264/6/DISSERTA%c3%87%c3%83O%20Clovis%20Correa%20de%20Albuquerque%20Segundo.pdf.jpg5894d4a323bc2db7af84a23a4da2116aMD56ORIGINALDISSERTAÇÃO Clovis Correa de Albuquerque Segundo.pdfDISSERTAÇÃO Clovis Correa de Albuquerque Segundo.pdfapplication/pdf1422729https://repositorio.ufpe.br/bitstream/123456789/34264/1/DISSERTA%c3%87%c3%83O%20Clovis%20Correa%20de%20Albuquerque%20Segundo.pdf925eb5789c9fb1fee166f6e6478dfa45MD51LICENSElicense.txtlicense.txttext/plain; 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