Estudo do fluxo neutrônico no reator IPR-R1 com o MCNPX
Neste trabalho utilizou-se o código computacional MCNPX, uma das versões mais recentes do código de transporte MCNP, com o objetivo de estudar a distribuição do fluxo e sua fluência neutrônica em função da energia em dois dispositivos de irradiação do reator de pesquisa IPR-R1. O modelo desenvolvido...
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| Format: | Article |
| Language: | English |
| Published: |
Brazilian Radiation Protection Society (Sociedade Brasileira de Proteção Radiológica, SBPR)
2016-09-01
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| Series: | Brazilian Journal of Radiation Sciences |
| Subjects: | |
| Online Access: | https://bjrs.org.br/revista/index.php/REVISTA/article/view/196 |
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| Summary: | Neste trabalho utilizou-se o código computacional MCNPX, uma das versões mais recentes do código de transporte MCNP, com o objetivo de estudar a distribuição do fluxo e sua fluência neutrônica em função da energia em dois dispositivos de irradiação do reator de pesquisa IPR-R1. O modelo desenvolvido foi validado com a pesquisa realizada por DALLE(2002). Inicialmente, na simulação considerou-se o combustível fresco em cuja configuração do núcleo constavam três varetas de controle, sendo duas delas 100% ejetadas enquanto a outra inserida a 3,1x10-1 m de profundidade, conforme situação adotada na literatura. A fonte de nêutrons utilizada foi do tipo crítica, através do cartão KSRC. Os resultados do fluxo e da fluência neutrônica foram obtidos no tubo central e na mesa giratória num intervalo de espectro energético que variou de 1,0 x10-9 MeV a 10 MeV, apresentando boas correlações com o modelo usado na validação. Por último, uma situação hipotética, em que as três varetas de controle do reator são ejetadas simultaneamente, foi simulada. Os resultados da simulação mostraram um aumento no fluxo neutrônico de 7% no tubo central e de 5% na mesa giratória. |
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| ISSN: | 2319-0612 |