Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2017-09-25T17:33:04Z No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2017 Desirée Yabel de Sena Tavares.pdf: 4108029 bytes, checksum: c51376c26109be7dd2ad7a6fb1740fd6 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-09-25T17:33:04Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2017 Desirée Yabel de Sena Tavares.pdf: 4108029 bytes, checksum: c51376c26109be7dd2ad7a6fb1740fd6 (MD5) Previous issue date: 2017-06 / Este trabalho propõe programar o cálculo de célula considerando a queima de combustível utilizando o código WIMSD-5B. O procedimento de cálculo de célula permite determinar os parâmetros nucleares presentes na equação de difusão de nêutrons multi-grupo e para este fim a teoria do transporte de nêutrons é utilizada em um problema com redução dimensional, mas, em contrapartida é considerado um grande número de grupos de energia associados ao espectro de nêutrons. Há uma variedade de códigos de física do reator que determinam os parâmetros nucleares resolvendo a equação de transporte de nêutrons aplicada em uma célula equivalente representando um elemento combustível. O código WIMSD-5B é um código determinístico e que resolve a equação de transporte utilizando método de probabilidade de colisão. A simulação de queima de combustível no cálculo de célula levou em conta diferentes bibliotecas de dados nucleares. O código WIMSD-5B suporta várias bibliotecas de dados nucleares e no presente trabalho foram utilizadas as seguintes bibliotecas: IAEA, ENDFB-VII.1, JENDL3.2, JEFF3.1 e JEF2.2, todas formatadas para 69 grupos de energia. / This work proposes to implement the cell calculation considering the fuel burning using the WIMSD-5B code. The cell calculation procedure allows determining the nuclear parameters present in the multi-group neutron diffusion equation and for this purpose the neutron transport theory is used in a problem with dimensional reduction, but in contrast is considered a large number of groups associated with the neutron spectrum. There are a variety of reactor physics codes that determine the nuclear parameters by solving the neutron transport equation applied to an equivalent cell representing a fuel element. The WIMSD-5B code is a deterministic code that solves the transport equation using collision probability method. The simulation of fuel burning in the cell calculation took into account different nuclear data libraries. The WIMSD-5B code supports several nuclear data libraries and in the present work the following libraries were used: IAEA, ENDFB-VII.1, JENDL3.2, JEFF3.1 and JEF2.2, all formatted for 69 energy groups.