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Previous issue date: 2014 / O estudo do comportamento do núcleo durante a operação de um reator nuclear é sobremodo importante para a análise nuclear. A queima do combustível acarreta inúmeras modificações no combustível do núcleo devido aos fenômenos físicos associados a interação dos nêutrons. A importância do estudo da queima está em se estabelecer o arranjo e rearranjo dos combustíveis, carregamento e descarregamento com o objetivo de se alcançar um funcionamento que seja o mais econômico dentro das restrições de projeto, respeitando as normas de segurança. A proposta deste trabalho consiste em estimar a queima espacial do combustível para dois reatores de pesquisa tipo placa, à dispersão, com diferentes dimensões e combustíveis. São eles: o benchmark Material Test Research - International Atomic Energy Agency (MTR-IAEA), constituído por uma liga de urânio e alumínio, dispersa em alumínio e silício dispersa em alumínio. Para o desenvolvimento desse trabalho foram utilizados os códigos computacionais WIMSD-5B, que realiza cálculo de célula, e um código, baseado na teoria da difusão de nêutrons, escrito em FORTRAN. Os resultados obtidos foram considerados satisfatórios estando em conformidade com o benchmarck escolhido. Os códigos empregados nesse trabalho evidenciam ser válidos para estimar a queima espacial de outros reatores nucleares de pesquisa. Para trabalhos futuros sugere-se simulações com outras bibliotecas do WIMS e outras configurações do núcleo. Também são sugeridas comparações dos resultados do WIMSD-5B com programas frequentemente empregados nos cálculos de queima e também programas comerciais. Outra proposta é estimar a queima do combustível, levando-se em consideração os parâmetros de termohidráulica e o aparecimento do Xenônio. / The study of the core behavior during the operation of a nuclear reactor is exceedingly important for nuclear analysis. The fuel burnup causes numerous changes in nuclear fuel due to physical phenomena associated with the interaction of neutrons. The importance of the burnup study is to establish the arrangement and rearrangement of the fuel loading and unloading with the objective of reaching and operation that is the most economical within the constraints of the project, respecting safety standards the purpose of this study is to estimate the spatial burnup fuel for two research reactors plate type dispersion, with different dimensions and fuel types, namely, MTR IAEA benchmark, consisting of an alloy of uranium and aluminum, and the other, a typical multipurpose reactor (RM) composed of an alloy of uranium and aluminum dispersed silicon. To develop this work were used computational codes WIMSD-5B, which performs cell calculation, and a code based on the of neutron diffusion theory, written in FORTRAN. The results were considered satisfactory and complies with the benchmarck chosen. The codes used in this work proved valid for estimating the spatial burnup of other nuclear research reactors Future studies suggest simulations with other WIMS libraries and other settings core. Comparisons of WIMSD-5B results with programs often employed in burnup calculations and also commercial programs are also suggested. Another proposal is to estimate the fuel burnup considering the thermohydraulics parameters and the Xenon production
| Identifer | oai:union.ndltd.org:IBICT/oai:carpedien.ien.gov.br:ien/672 |
| Date | 02 1900 |
| Creators | SANTOS, Nádia Rodrigues dos |
| Contributors | LIMA, Zelmo Rodrigues de, SANTOS, Rubens Souza dos, GONÇALVES, Alessandro da Cruz, MOREIRA, Maria de Lourdes |
| Source Sets | IBICT Brazilian ETDs |
| Language | Portuguese |
| Detected Language | English |
| Type | info:eu-repo/semantics/publishedVersion, info:eu-repo/semantics/masterThesis |
| Source | reponame:Repositório Institucional do IEN, instname:Instituto de Engenharia Nuclear, instacron:IEN |
| Rights | info:eu-repo/semantics/openAccess |
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