Estudo metodológico para cálculos de sensibilidade de parâmetros integrais de reatores rápidos

A study of the methodology for sensitivity calculations of integral parameters of fast reactors for the adjustment of multigroup cross sections is presented. A description of several existent methods and theories is given, with special emphasis being regarded to variational perturbation theory, integrant of the sensitivity code VARI-1D used in this work. Two calculational systems are defined and a set of procedures and criteria is structured gathering the necessary conditions for the determination of the sensitivity coefficients. These coefficients are then computed by both the direct method and the variational perturbation theory. A reasonable number of sensitivity coefficients are computed and analyzed for three fast critical assemblies, covering a range of special interest of the spectrum. These coefficients are determined for several integral parameters, for the capture and fission cross sections of the y-238 and Pu-239, covering all the energy range up to 14.5 MeV. The nuclear data used were obtained from the CARNAVAL II calculational system of the Instituto de Engenharia Nuclear, An optimization for sensitivity computations in a chainned sequence of procedures is made, yielding the sensitivities in the energy macrogroups as the final stage.Estuda-se a metodologia para cálculos de sensibilidade de parâmetros integrais de reatores rápidos para o ajuste de seções de choque multigrupo. Descreve-se os diversos métodos e teorias existentes, dando-se uma ênfase especial â teoria da perturbação variacional, integrante do código de sensibilidade VARI-1D utilizado neste trabalho. São definidos dois sistemas de cálculo e estruturado um conjunto de procedimentos e critérios, reunindo-se as condições necessárias para a determinação dos coeficientes de sensibilidade, sendo estes computados pelo método direto e pela teoria da perturbação variacional. Uma razoável quantidade de coeficientes de sensibilidade são computados e analisados para três montagens criticas rápidas, abrangendo uma faixa de especial interesse do espectro. Estes coeficientes foram determinados para diversos parâmetros integrais, para as seções de choque (de captura e fissão) do U-238 e Pu-239, cobrindo-se toda a faixa de energia ate 14,5 MeV. Os dados nucleares utilizados foram provenientes do sistema de cálculo CARNAVAL II, do Instituto de Engenharia. É feita uma otimização para cálculos de sensibilidade, dentro de uma sequência encadeada de procedimentos, obtendo-se, como estágio final, sensibilidades em macrogrupos de energia

Programa BIEN dados de base para cálculos neutrônicos do núcleo de reatores à nêutrons rápidos

Instructions, definitions and the set of formulas used in the calculus of neutronics data for fast breeder reactors are presented. It is also shown the procedure of utilization of the program BIEN for the calculus of base neutronics data. BIEN is one of the neutronics programs that is being implemented at IEN.Apresenta as noções, definições e formulário utilizados na preparação de dados de base necessários aos estudos neutrônicos de projeto de reatores nucleares a nêutrons rápidos. Também é apresentado o procedimento de utilização de um dos módulos do sistema de cálculo neutrônico para reatores rápidos em implantação no IEN, que é o módulo BIEN, correspondente e etapa onde são desenvolvidos os cálculos dos dados de base

Estudo neutrônico e de desempenho de combustível para o reator super Phénix 2

Nesta publicação apresenta-se, inicialmente, com vistas a uma análise neutrônica, uma descrição detalhada do reator Super Phénix 2, cfue foi adotado como reator de referência. A seguir mostra-se uma metodologia de cálculo apropriada para um estudo neutrônico deste tipo de reator. Com esta metodologia efetuou-se os cálculos celulares e do reator para os combustíveis do tipo oxido misto UOJ-PUOJ e nitreto misto UN-PuN. Compara-se finalmente o desempenho desses dois combustíveis para este reator de referência

Cálculos de criticalidade e barras de controle para montagem experimental do westinghouse reactor evaluation center

O trabalho avalia duas unidades críticas, através do sistema de cálculo WIMS-TRACA/CITATION, a 4 grupos de energia, geometria bidimensional. A primeira composta de um núcleo de UO2 revestido com aço inoxidável e 20 varetas absorvedoras de Ag-In-Cd, e a segunda composta de núcleo de UO2 revestido com Zircaloy e 12 barras absorvedoras de B4C

Utilização do conceito heterogêneo axial aplicado ao reator super Phénix

Always maintaining the current design rules, this paper presents a parametric study on the type of axial heterogeneous core concept (CHA), utilizing a core of fast reactor "Super Phénix" type, reaching a maximum thermal burnup rate of 150000 MWd/t and being managed in single batch.Neste trabalho, utilizando-se como referência o núcleo de um reator a nêutrons rápidos do tipo Super Phénix (Super Phénix 2), que possui uma taxa de combustão de 150000 MWd/t, em freqüência l (renovação do combustível em uma só vez para todo os conjuntos combustíveis do núcleo), é efetuado um estudo paramétrico sobre o conceito heterogêneo axial CHA, mantendo-se constante as regras de dimensionamento do núcleo

Reator produtor de radioisótopos: relatório técnico de 1991

Descreve as atividades desenvolvidas durante o ano de 1991, referentes a uma nova concepção de projeto do núcleo do reator produtor de raioisótopos. Apresenta os resultados obtidos e as proposições para estudos e investigações futuras