Made available in DSpace on 2014-06-12T23:16:35Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo9017_1.pdf: 774377 bytes, checksum: 6322a4d181d23d232d7d0cd89878830e (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2003 / Universidade Federal de Pernambuco / Visando à obtenção de fluxos neutrônicos intensos, propôs-se um novo conceito de reator, o qual combina características de reatores tanto pulsados quanto estacionários. Tal reator, conhecido como VICHFPR (Very Intense Continuous High Flux Pulsed Reactor), consiste em um núcleo subcrítico com geometria anelar, sendo pulsado por um refletor rotativo, agindo este como modulador de reatividade à medida que produz um pulso de curta duração (aproximadamente igual a 1 ms) de alta intensidade, conduzindo a região adjacente ao modulador a um estado de supercriticalidade pronta. O presente trabalho tem como objetivo analisar as condições de partida (startup) de um Reator Anelar Pulsado. Analisa-se a evolução da intensidade do pulso de nêutrons ao se trazer o modulador de reatividade segundo uma trajetória helicoidal, desde sua posição inicial (afastado do núcleo), quando o fator de multiplicação possui um valor subcrítico, até a posição final (adjacente ao núcleo), passando o mesmo fator a ter um valor supercrítico pronto. Uma parte da análise é feita com base na variação da reflexão dos nêutrons, sendo tal variação uma função monotônica dos ângulos sólidos de saída e de reflexão entre o núcleo e o modulador. Deve-se salientar que o trabalho é uma aproximação da situação real. Conhecendo-se os parâmetros iniciais e finais do reator, é elaborado um código computacional em Fortran a fim de que se possa obter a evolução do fator de multiplicação e a intensidade do fluxo. Baseando-se nos resultados obtidos com esse código, verifica-se sob quais condições deve ser trazido o modulador durante o startup. Essas condições se resumem basicamente à análise das velocidades de subida e de rotação do modulador, da economia de refletor e da separação inicial entre o reator e o modulador. O startup do Reator Anelar Pulsado foi dividido em três etapas. Por apresentar uma reatividade negativa nas duas primeiras etapas, a multiplicação de nêutrons é pequena, enquanto a última, com uma reatividade positiva, apresenta uma multiplicação intensa, como normalmente ocorre em sistemas pulsados. Esta última etapa mostra-se bastante sensível em relação a alguns parâmetros do reator, como, por exemplo, a velocidade de rotação do modulador e a reatividade final, apresentando, entretanto, relativa insensibilidade aos demais parâmetros do reator

O trabalho teve como objetivo a investigação de Metodologias de Cálculo dos Reatores Subcríticos acionados por fonte externa de nêutrons, tais como, \"Accelerator Driven Subcritical Reactor\" (ADSR) e \"Fusion Driven Subcritical Reator\" (FDSR) , que são reatores nucleares subcríticos com uma fonte externa de nêutrons. Tais nêutrons são produzidos, no caso do ADSR, através da interação de partículas aceleradas (prótons, deutério) com um alvo (Pb, Bi, etc) ou através das reações de fusão, no caso do FDSR. Este conceito de reator vem sendo objeto de intensa pesquisa, sobretudo pela possibilidade de ser utilizado para transmutar o enorme inventario de rejeitos nucleares, principalmente os transurânicos (TRU) e os produtos de fissão de meia-vida longa (LLFP). Neste trabalho enfatiza os seguintes aspectos: (i) complementar e aprimorar a metodologia de cálculos neutrônicos com queima e transmutação e implementá-la computacionalmente; (ii) e utilizando esta metodologia, participar dos Projetos Coordenados de Pesquisa (CRP) da Agência Internacional de energia Atômica \"Analytical and Experimental Benchmark Analysis of ADS\" e \"Collaborative work on use of LEU in ADS\", principalmente na reprodução dos resultados experimentais da instalação subcrítica Yalina Booster e também no cálculo de um núcleo subcrítico do reator IPEN/MB-01, (iii) analisar comparativamente diferentes bibliotecas de dados nucleares, no cálculo de parâmetros integrais (keff), diferenciais (espectro, fluxo) e de queima e transmutação (inventário ao final do ciclo) e (iv) aplicar a metodologia desenvolvida em um estudo que possa ajudar na escolha futura de um sistema transmutador dedicado. Foram utilizados para tanto os seguintes códigos: MCNP (Transporte de partículas por Monte Carlo), MCB (acoplamento do MCNP com código de transmutação) e o sistema NJOY para o processamento dos arquivos de dados nucleares avaliados. / This works had as goal to investigate calculational methodologies on subcritical source driven reactor, such as Accelerator Driven Subcritical Reactor (ADSR) and Fusion Driven Subcritical Reactor (FDSR). Intense R&D has been done about these subcritical concepts, mainly due to Minor Actinides(MA) and Long Lived Fission Products(LLFP) transmutation possibilities. In this work, particular emphasis has been given to: (i ) complement and improve calculation methodology with neutronic transmutation and decay capabilities and implement it computationally, (ii ) utilization of this methodology in the Coordinated Research Project (CRP) of the International Atomic Energy Agency Analytical and Experimental Benchmark Analysis of ADS and in the Collaborative Work on Use of Low Enriched Uranium in ADS, especially in the reproduction of the experimental results of the Yalina Booster subcritical assembly and study of a subcritical core of IPEN/MB-01 reactor, (iii ) to compare dierent nuclear data libraries calculation of integral parameters,such as keff and ksrc, and dierential distributions, such as spectrum and ux, and nuclides inventories and (iv ) apply the developed methodology in a study that may help future choices about dedicated transmutation system. The following tools have been used in this work: MCNP (Monte Carlo N particle transport code), MCB (enhanced version of MCNP that allows burnup calculation) and NJOY to process nuclear data from evaluated nuclear data files.

O trabalho teve como objetivo a investigação de Metodologias de Cálculo dos Reatores Subcríticos acionados por fonte externa de nêutrons, tais como, \"Accelerator Driven Subcritical Reactor\" (ADSR) e \"Fusion Driven Subcritical Reator\" (FDSR) , que são reatores nucleares subcríticos com uma fonte externa de nêutrons. Tais nêutrons são produzidos, no caso do ADSR, através da interação de partículas aceleradas (prótons, deutério) com um alvo (Pb, Bi, etc) ou através das reações de fusão, no caso do FDSR. Este conceito de reator vem sendo objeto de intensa pesquisa, sobretudo pela possibilidade de ser utilizado para transmutar o enorme inventario de rejeitos nucleares, principalmente os transurânicos (TRU) e os produtos de fissão de meia-vida longa (LLFP). Neste trabalho enfatiza os seguintes aspectos: (i) complementar e aprimorar a metodologia de cálculos neutrônicos com queima e transmutação e implementá-la computacionalmente; (ii) e utilizando esta metodologia, participar dos Projetos Coordenados de Pesquisa (CRP) da Agência Internacional de energia Atômica \"Analytical and Experimental Benchmark Analysis of ADS\" e \"Collaborative work on use of LEU in ADS\", principalmente na reprodução dos resultados experimentais da instalação subcrítica Yalina Booster e também no cálculo de um núcleo subcrítico do reator IPEN/MB-01, (iii) analisar comparativamente diferentes bibliotecas de dados nucleares, no cálculo de parâmetros integrais (keff), diferenciais (espectro, fluxo) e de queima e transmutação (inventário ao final do ciclo) e (iv) aplicar a metodologia desenvolvida em um estudo que possa ajudar na escolha futura de um sistema transmutador dedicado. Foram utilizados para tanto os seguintes códigos: MCNP (Transporte de partículas por Monte Carlo), MCB (acoplamento do MCNP com código de transmutação) e o sistema NJOY para o processamento dos arquivos de dados nucleares avaliados. / This works had as goal to investigate calculational methodologies on subcritical source driven reactor, such as Accelerator Driven Subcritical Reactor (ADSR) and Fusion Driven Subcritical Reactor (FDSR). Intense R&D has been done about these subcritical concepts, mainly due to Minor Actinides(MA) and Long Lived Fission Products(LLFP) transmutation possibilities. In this work, particular emphasis has been given to: (i ) complement and improve calculation methodology with neutronic transmutation and decay capabilities and implement it computationally, (ii ) utilization of this methodology in the Coordinated Research Project (CRP) of the International Atomic Energy Agency Analytical and Experimental Benchmark Analysis of ADS and in the Collaborative Work on Use of Low Enriched Uranium in ADS, especially in the reproduction of the experimental results of the Yalina Booster subcritical assembly and study of a subcritical core of IPEN/MB-01 reactor, (iii ) to compare dierent nuclear data libraries calculation of integral parameters,such as keff and ksrc, and dierential distributions, such as spectrum and ux, and nuclides inventories and (iv ) apply the developed methodology in a study that may help future choices about dedicated transmutation system. The following tools have been used in this work: MCNP (Monte Carlo N particle transport code), MCB (enhanced version of MCNP that allows burnup calculation) and NJOY to process nuclear data from evaluated nuclear data files.