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Doctoral Thesis
DOI
10.11606/T.85.2011.tde-18112011-161310
Document
Author
Full name
Thiago Carluccio
E-mail
Institute/School/College
Knowledge Area
Date of Defense
Published
São Paulo, 2011
Supervisor
Committee
Maiorino, José Rubens (President)
Deppman, Airton
Diniz, Ricardo
Moreira, João Manoel Losada
Santos, Adimir dos
Title in Portuguese
Implementação  e qualificação de metodologia de cálculos neutrônicos em reatores subcríticos acionados por fontes externa de nêutrons e aplicações
Keywords in Portuguese
ADS
cálculos neutrônicos
fusão
reatores híbridos
transmutação
Abstract in Portuguese
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.
Title in English
Implementation and qualification of neutronic calculation methodology in subcritical reactors driven by external neutron sources and applications
Keywords in English
ADS
fusion
hybrid
neutronic calculation
transmutation
Abstract in English
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.
 
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Publishing Date
2011-12-14
 
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