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Type: TESE
Title: Simulação do reator TRIGA IPR-R1 utilizando metodos de transporte por Monte Carlo
Title Alternative: TRIGA IPR-R1 reactor simulation using Monte Carlo transport methods
Author: Dalle, Hugo Moura
Advisor: Tambourgi, Elias Basile, 1957-
Abstract: Resumo: A utilização do método Monte Carlo na simulação do transporte de partículas em reatores nucleares é crescente e constitui uma tendência mundial. O maior inconveniente dessa técnica, a grande exigência de capacidade de processamento, vem sendo superado pelo contínuo desenvolvimento de processadores cada vez mais rápidos. Esse contexto permitiu o desenvolvimento de metodologias de cálculo neutrônico de reatores nas quais se acopla a parte do transporte de partículas, feita com um código de Monte Carlo, ao cálculo de queima e decaimento radioativo. Neste trabalho tal metodologia de simulação é implantada, validada para reatores de pesquisas, notadamente os do tipo TRIGA e finalmente utilizada na simulação neutrônica do reator TRIGA IPR ¿ RI do CDTN/CNEN. O sistema de códigos empregados é constituído pelos amplamente utilizados códigos MCNP4B (transporte por método Monte Carlo) e ORIGEN2.1 (queima e decaimento radioativo). Apesar dos esforços recentes no sentido de agrupar as duas etapas de cálculo, transporte e queima, em um único código, até o momento esta opção não está disponível e, portanto, um terceiro código é utilizado para realizar o acoplamento transporte/queima. Neste trabalho utilizou-se para tal o código MONTEBURNS. O sistema formado por estes três códigos permitiu obter os parâmetros neutrônicos de interesse do IPR ¿ R1 através apenas de simulação teórica, sem a necessidade de qualquer tipo de ajuste baseado em dados experimentais, em boa concordância com os valores medidos... Observação: O resumo, na íntegra, poderá ser visualizado no texto completo da tese digital

Abstract: The use of Monte Carlo methods in particles transport simulations of nuclear reactor is growing fast and constitutes a strong tendency all over the world. The major inconvenient of such techniques is the huge demand of processing power which has been surpassed the development of reactor physics calculation methodologies in which the particles transport part, made by a Monte Carlo transport code, is linked with the burnup and radioactive decay part of the simulation. On this work a such simulation methodology is made operational, validated for research reactors, mainly for TRIGA reactor and finally utilized for reactor physics simulation of the CDTN¿s TRIGA IPR ¿ R1. The adopted codes system is constituted by the widespreadly used codes MCNP4B (Monte Carlo transport) and ORIGEN2.1 (burnup and radioactive decay). In spite of the very recent efforts toward get together both, transport and burnup, in only one code at the moment this is a not available option and therefore, a third code is needed to carry out the linkage transport/burnup. MONTEBURS code was used to this purpose. This three codes system has allowed to obtain the physical parameters of IPR ¿ R1 calculated using only theoretical simulation without any kind of experimental adjustment or interaction between experiments and calculation in good agreement with measured values... Note: The complete abstract is available with the full electronic digital thesis or dissertations
Subject: Reatores nucleares
Simulação (Computadores)
Energia nuclear
Modelos matemáticos
Language: Português
Editor: [s.n.]
Date Issue: 2005
Appears in Collections:FEQ - Tese e Dissertação

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