A presente dissertação devolveu uma metodologia para determinar a probabilidade de escape de nêutrons conforme a energia e posição no reator. Para tanto, simulou-se um reator qualitativo semi-infinito de secção quadrada composto por três regiões homogêneas distintas. O domínio do reator foi subdividido em cem subcamadas concêntricas uniformes para a análise da fuga de nêutrons. Desta maneira, o nascimento de cada nêutron em cada camada foi registrado, bem como sua energia inicial. Os cálculos das trajetórias dos nêutrons foram efetuados usando o Método de Monte Carlo Físico. Assim, o código gerou a história paralela de 4x106 nêutrons, armazenando a energia final, posição final e fluxo angular na superfície. Desta forma, foi possível atribuir a probabilidade de escape de nêutrons provenientes de diferentes camadas conforme suas energias e posições iniciais. O método foi capaz de estabelecer o espectro de fuga, relações de dependência entre energia inicial e probabilidade de escape, além de observar que, sob certas condições, a probabilidade de escape possui crescimento exponencial ao longo do domínio. / This work presents a methodology to determine the neutron escape probability according to its energy and start position in the reactor. A semi-infinite qualitative reactor was simulated by a C++ program. This reactor has three distinct homogeneous regions. It was subdivided into hundred uniform concentric layers for a statistical analysis, allowing to record the birth and initial energy of each neutron in each layer. The neutron's path calculation was performed using Monte Carlo. The program generated 4x106 parallel neutron stories and has stored the final energy, position and angular flux. Thus, we determined the neutron escape probability from different layers. The method was able to estimate the leakage dependency with initial energy and position and it showed that the escape probability has a exponential growth tendency along the domain in certain conditions.

A presente dissertação devolveu uma metodologia para determinar a probabilidade de escape de nêutrons conforme a energia e posição no reator. Para tanto, simulou-se um reator qualitativo semi-infinito de secção quadrada composto por três regiões homogêneas distintas. O domínio do reator foi subdividido em cem subcamadas concêntricas uniformes para a análise da fuga de nêutrons. Desta maneira, o nascimento de cada nêutron em cada camada foi registrado, bem como sua energia inicial. Os cálculos das trajetórias dos nêutrons foram efetuados usando o Método de Monte Carlo Físico. Assim, o código gerou a história paralela de 4x106 nêutrons, armazenando a energia final, posição final e fluxo angular na superfície. Desta forma, foi possível atribuir a probabilidade de escape de nêutrons provenientes de diferentes camadas conforme suas energias e posições iniciais. O método foi capaz de estabelecer o espectro de fuga, relações de dependência entre energia inicial e probabilidade de escape, além de observar que, sob certas condições, a probabilidade de escape possui crescimento exponencial ao longo do domínio. / This work presents a methodology to determine the neutron escape probability according to its energy and start position in the reactor. A semi-infinite qualitative reactor was simulated by a C++ program. This reactor has three distinct homogeneous regions. It was subdivided into hundred uniform concentric layers for a statistical analysis, allowing to record the birth and initial energy of each neutron in each layer. The neutron's path calculation was performed using Monte Carlo. The program generated 4x106 parallel neutron stories and has stored the final energy, position and angular flux. Thus, we determined the neutron escape probability from different layers. The method was able to estimate the leakage dependency with initial energy and position and it showed that the escape probability has a exponential growth tendency along the domain in certain conditions.

A presente dissertação devolveu uma metodologia para determinar a probabilidade de escape de nêutrons conforme a energia e posição no reator. Para tanto, simulou-se um reator qualitativo semi-infinito de secção quadrada composto por três regiões homogêneas distintas. O domínio do reator foi subdividido em cem subcamadas concêntricas uniformes para a análise da fuga de nêutrons. Desta maneira, o nascimento de cada nêutron em cada camada foi registrado, bem como sua energia inicial. Os cálculos das trajetórias dos nêutrons foram efetuados usando o Método de Monte Carlo Físico. Assim, o código gerou a história paralela de 4x106 nêutrons, armazenando a energia final, posição final e fluxo angular na superfície. Desta forma, foi possível atribuir a probabilidade de escape de nêutrons provenientes de diferentes camadas conforme suas energias e posições iniciais. O método foi capaz de estabelecer o espectro de fuga, relações de dependência entre energia inicial e probabilidade de escape, além de observar que, sob certas condições, a probabilidade de escape possui crescimento exponencial ao longo do domínio. / This work presents a methodology to determine the neutron escape probability according to its energy and start position in the reactor. A semi-infinite qualitative reactor was simulated by a C++ program. This reactor has three distinct homogeneous regions. It was subdivided into hundred uniform concentric layers for a statistical analysis, allowing to record the birth and initial energy of each neutron in each layer. The neutron's path calculation was performed using Monte Carlo. The program generated 4x106 parallel neutron stories and has stored the final energy, position and angular flux. Thus, we determined the neutron escape probability from different layers. The method was able to estimate the leakage dependency with initial energy and position and it showed that the escape probability has a exponential growth tendency along the domain in certain conditions.

Um dos parâmetros fundamentais da física de reatores é a curvatura do fluxo de nêutrons (Buckling) do núcleo do reator. Ele está relacionado com outros parâmetros importantes, tais como as taxas de reação, potencia de operação, queima de combustível, entre outros. Num reator crítico, o Buckling depende das características geométricas e de material do núcleo do reator. Este trabalho apresenta os resultados do Buckling experimental para o reator nuclear IPEN/MB-01 em sua configuração cilíndrica com 28 barras de combustível ao longo de seu diâmetro. O IPEN/MB-01 é um reator de potência zero projetado para operar em uma potência máxima nominal de 100 watts. É uma instalação nuclear versátil que permite a simulação de todas as características de um grande reator nuclear e ideal para este tipo de medição. Foi realizado um mapeamento do fluxo de nêutrons no interior do reator e, assim, determinado o Buckling total da configuração cilíndrica. O reator foi operado durante uma hora para cada experimento. Em seguida, a taxa de reação nuclear das varetas de combustível foram medidas por espectrometria gama em um detector de germânio hiper-puro (HPGe) que escaneou as varetas axial e radialmente. Foram analisados os fótons gama do 239Np ( 276,6 keV ), gerado a partir da captura de nêutrons epitérmicos e rápidos, e do 143Ce ( 293,3 keV ), gerado por fissão em ambos 238U e 235U, respectivamente. Foram analisadas as direções axial e radial. Outras medições foram realizadas com fios e folhas de ouro nas direções radial e axial do núcleo do reator. O Buckling total obtido a partir da média ponderada dos três métodos medidos é de 96,55 ± 7,47 m-2. Os objetivo dos valores experimentais obtidos é obter um conjunto de dados experimentais que permitam uma comparação direta com valores calculados pelos códigos de Física de Reatores CITATION e MCNP. / One of the key parameters in reactor physics is the Buckling of a reactor core. It is related to important parameters such as reaction rates, nuclear power operation, fuel burning, among others. In a critical reactor, the Buckling depends on the geometric and material characteristics of the reactor core. This work presents the results of experimental Buckling in the reactor IPEN/MB-01 nuclear reactor in its cylindrical configuration with 28 fuel rods along its diameter. The IPEN/MB-01 is a zero power reactor designed to operate at a maximum power of 100 watts, it is a versatile nuclear facility which allows the simulation of all the characteristics of a large nuclear power reactor and ideal for this type of measurement. We conducted a mapping of neutron flux inside the reactor and thereby determined the total Buckling of the cylindrical configuration. The reactor was operated for one hour. Then, the activity of the fuel rods was measured by gamma spectrometry on a rod scanner HPGe detector. We analyzed the gamma photons of the 239Np (276,6 keV) for neutron capture (n,γ) and the 143Ce (293,3 keV) for fission (n,f) on both 238U and 235U, respectively. We analyzed the axial and radial directions. Other measurements were performed using wires and gold foils in the radial and axial directions of the reactor core. The Buckling Total obtained from the three methods by weighted mean is 96,55 ± 7,47 m-2. The goal is to obtain experimental values of a set of experimental data to allow one direct comparison with values calculated by the codes used in reactor physics CITATION and MCNP.

Um dos parâmetros fundamentais da física de reatores é a curvatura do fluxo de nêutrons (Buckling) do núcleo do reator. Ele está relacionado com outros parâmetros importantes, tais como as taxas de reação, potencia de operação, queima de combustível, entre outros. Num reator crítico, o Buckling depende das características geométricas e de material do núcleo do reator. Este trabalho apresenta os resultados do Buckling experimental para o reator nuclear IPEN/MB-01 em sua configuração cilíndrica com 28 barras de combustível ao longo de seu diâmetro. O IPEN/MB-01 é um reator de potência zero projetado para operar em uma potência máxima nominal de 100 watts. É uma instalação nuclear versátil que permite a simulação de todas as características de um grande reator nuclear e ideal para este tipo de medição. Foi realizado um mapeamento do fluxo de nêutrons no interior do reator e, assim, determinado o Buckling total da configuração cilíndrica. O reator foi operado durante uma hora para cada experimento. Em seguida, a taxa de reação nuclear das varetas de combustível foram medidas por espectrometria gama em um detector de germânio hiper-puro (HPGe) que escaneou as varetas axial e radialmente. Foram analisados os fótons gama do 239Np ( 276,6 keV ), gerado a partir da captura de nêutrons epitérmicos e rápidos, e do 143Ce ( 293,3 keV ), gerado por fissão em ambos 238U e 235U, respectivamente. Foram analisadas as direções axial e radial. Outras medições foram realizadas com fios e folhas de ouro nas direções radial e axial do núcleo do reator. O Buckling total obtido a partir da média ponderada dos três métodos medidos é de 96,55 ± 7,47 m-2. Os objetivo dos valores experimentais obtidos é obter um conjunto de dados experimentais que permitam uma comparação direta com valores calculados pelos códigos de Física de Reatores CITATION e MCNP. / One of the key parameters in reactor physics is the Buckling of a reactor core. It is related to important parameters such as reaction rates, nuclear power operation, fuel burning, among others. In a critical reactor, the Buckling depends on the geometric and material characteristics of the reactor core. This work presents the results of experimental Buckling in the reactor IPEN/MB-01 nuclear reactor in its cylindrical configuration with 28 fuel rods along its diameter. The IPEN/MB-01 is a zero power reactor designed to operate at a maximum power of 100 watts, it is a versatile nuclear facility which allows the simulation of all the characteristics of a large nuclear power reactor and ideal for this type of measurement. We conducted a mapping of neutron flux inside the reactor and thereby determined the total Buckling of the cylindrical configuration. The reactor was operated for one hour. Then, the activity of the fuel rods was measured by gamma spectrometry on a rod scanner HPGe detector. We analyzed the gamma photons of the 239Np (276,6 keV) for neutron capture (n,γ) and the 143Ce (293,3 keV) for fission (n,f) on both 238U and 235U, respectively. We analyzed the axial and radial directions. Other measurements were performed using wires and gold foils in the radial and axial directions of the reactor core. The Buckling Total obtained from the three methods by weighted mean is 96,55 ± 7,47 m-2. The goal is to obtain experimental values of a set of experimental data to allow one direct comparison with values calculated by the codes used in reactor physics CITATION and MCNP.

Les études de scénarios d'un parc électronucléaire, ainsi que les études de sûreté, sont essentielles pour explorer les différentes stratégies du nucléaire du futur. Pour mener à bien ces études, il est nécessaire d'estimer le temps d'irradiation d'un combustible donné, ainsi que sa composition isotopique pendant la campagne de production d'électricité. Ces estimations reposent sur des simulations de réacteurs nucléaires, dont les calculs d'évolution doivent être les plus représentatifs possible. Les schémas de calcul classiquement utilisés s'effectuent en deux étapes : un calcul cellule pour résoudre l'équation du transport des neutrons (de type déterministe ou Monte Carlo) suivi d'un calcul cœur (déterministe). Le calcul cellule est une simulation d'évolution d'un assemblage dans des conditions infinies. À partir de ce calcul, des sections efficaces homogénéisées et condensées, ainsi que des grandeurs de diffusion, sont calculées comme données d'entrée pour l'étape suivante, celle du calcul cœur. Le calcul cellule est donc une étape fondamentale et celui-ci doit être le plus représentatif possible d'un assemblage du cœur. Or, les approximations à la base de ce modèle sont nombreuses, plus particulièrement les fuites neutroniques sont négligées. L'objectif de ce travail est d'étudier les effets physiques de fuites neutroniques et de quantifier les biais associés par rapport à une simulation infinie. Dans une première partie, la problématique des fuites neutroniques axiales est étudiée. Dans ce cas, les fuites de neutrons provoquent une variation forte du spectre neutronique localisée dans les derniers centimètres de l'assemblage ainsi qu'une variation plus faible mais globale sur l'ensemble de l'assemblage. Une deuxième partie est dédiée aux fuites radiales de neutrons. L'effet des assemblages voisins, ainsi que le comportement particulier des assemblages en position périphérique sont étudiés et les biais de composition en fin d'irradiation sont quantifiés. Un calcul d'évolution d'un réacteur très simplifié permet de visualiser, dans une dernière partie, l'ensemble des effets physiques observés et qui impactent l'évolution de l'irradiation. De nombreuses approximations du calcul cellule restent à explorer, comme le suivi de réactivité, par l'intermédiaire de la concentration du poison de neutrons thermiques solubilisé dans le modérateur ou présent dans le combustible. Cependant, la détermination des phénomènes physiques à prendre en compte pour le calcul cellule représente une première étape indispensable vers une amélioration de la représentativité du calcul cellule, voire conduire à des nouvelles méthodes de simulation d'un cœur du réacteur. À terme, les quantifications des biais liés aux fuites neutroniques serviront à estimer l'incertitude sur les compositions isotopiques du combustible en fin d'irradiation. Ces incertitudes, propagées dans les études de scénarios, permettront de quantifier le degré de validité des résultats obtenus. / Scenario studies of an electronuclear fleet, as well as safety studies, are essential to explore the different nuclear strategies of the future. To carry out these studies, it is necessary to estimate the irradiation time of a given fuel and its composition during the electricity production campaign. These estimates are based on the simulations of nuclear reactors, for which the calculations of the evolution must be as representative as possible. The calculation schemes usually used are divided into two stages: a cell calculation to solve the neutron transport equation (deterministic or Monte Carlo simulation) followed by a core calculation (deterministic code) The cell calculation is a simulation of the evolution of an assembly under infinite conditions. Based upon this calculation, homogenized and condensed cross-sections along with scattering quantities are calculated as input data for the next stage, the core calculation. The cell calculation is therefore a fundamental step and must be representative of a core assembly evolution as much as possible. However, the approximations used for this model are numerous, especially the neutron leakages are neglected. The objectives of this work is to study the physical effects of neutron leakage and to compute the associated biases compared to an infinite assembly simulation. In the first part, the problem of axial neutron leakage will be broached. In this case, neutron leakage causes a strong variation of the neutron spectrum in the last centimeters of the assembly as well as a smaller variation but over the entire assembly. The second part deals with the radial leakage. The effect of the neighboring assemblies and the particular behavior of the assemblies in the peripheral position are studied. Moreover, the isotopic composition biases at the end of the cycle are quantified. In the third and last part, a simplified calculation of the evolution of a reactor enables to visualize all the observed physical effects impacting the evolution of the irradiation. Several other approximations of the cell calculation are still to be investigated, such as the reactivity monitoring through the concentration of thermal neutron poison dissolved in the moderator or present in the fuel. Nonetheless, establishing of the physical phenomena taken into account for the cell calculation represents an essential first step towards an improvement of the cell calculation and may lead to new simulation methods for reactor cores. In the future, the quantification of the biases related to neutron leakage will be used to estimate the uncertainties on the isotopic composition of the fuel at the end of the cycle. These uncertainties, propagated into the scenarios studies, will assess the validity of the obtained results.