Simulação neutrônica do reator nuclear de pesquisa TRIGA, do CDTN, utilizando os códigos Monte Carlo Serpent e MCNPX

Autores

  • Amir Zacarias Mesquita CDTN/CNEN- CENTRO DE DESENVOLVIMENTO DA TECNOLOGIA NUCLEAR/COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR
  • Sincler Meireles Peixoto CDTN/CNEN- CENTRO DE DESENVOLVIMENTO DA TECNOLOGIA NUCLEAR/COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR
  • Maria Ângela Barros Correia Menezes CDTN/CNEN- CENTRO DE DESENVOLVIMENTO DA TECNOLOGIA NUCLEAR/COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR
  • Maritza Rodriguez Gual CDTN/CNEN- CENTRO DE DESENVOLVIMENTO DA TECNOLOGIA NUCLEAR/COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR
  • Daniel Artur Pinheiro Palma COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR (CNEN)

DOI:

https://doi.org/10.5020/23180730.2017.V38.1.3-12

Resumo

O reator nuclear de pesquisa TRIGA IPR-R1 está localizado no Centro de Desenvolvimento de Tecnologia Nuclear - CDTN em Belo Horizonte. Ele permanece em operação desde 1960. Durante este período, o reator tem sido utilizado na produção de radioisótopos, para estudos em radiobiologia, para produção de fontes radioativas para indústrias, na produção de traçadores utilizados em processos industriais, na irradiação de amostras para análise por ativação por nêutrons, docência e treinamento. Devido a um histórico muito longo de operações e à ausência de informações sobre a composição atual dos elementos combustíveis, torna-se muito difícil conhecer, com exatidão, seus parâmetros neutrônicos. Este trabalho apresenta a avaliação teórica do fator de multiplicação de nêutrons (k) desde a primeira configuração, levando em consideração os efeitos da incerteza na composição atual do combustível do reator. Os resultados mostraram que a geometria e detalhes do reator devem ser incluídos no modelo, pois impactam significativamente no cálculo da reatividade. Comparações feitas entre os códigos Monte Carlo MCNPX e Serpent 2.1.20, mostraram diferenças consistentes dos resultados obtidos para a reatividade em todas as geometrias simuladas.

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Biografia do Autor

Amir Zacarias Mesquita, CDTN/CNEN- CENTRO DE DESENVOLVIMENTO DA TECNOLOGIA NUCLEAR/COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR

Pesquisador de Produtividade e Desenvolvimento Tecnológico CNPq (2010-2016). Pesquisador Mineiro FAPEMIG (2008-2010) (2012-2015). Doutor em Engenharia Química - Universidade Estadual de Campinas/UNICAMP (2005), mestre em Ciências Técnicas e Nucleares - Universidade Federal de Minas Gerais/UFMG (1981), graduado em Engenharia Elétrica - Universidade Federal de Minas Gerais/UFMG (1978). Pesquisador Titular III do Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear/Comissão Nacional de Energia Nuclear (CDTN/CNEN). Docente Permanente e Membro Titular do Colegiado do Programa de Pós-Graduação em Ciência e Tecnologia das Radiações, Minerais e Materiais do CDTN, a partir de 2013. Disciplinas: Tecnologia de Reatores Nucleares, Neutrônica e Termohidráulica de Reatores e História da Ciência-Tecnologia Nuclear. Dedica-se à pesquisa em engenharia nuclear com ênfase em termohidráulica e neutrônica experimental de reator nuclear de pesquisa. Sua pesquisa tem-se destacado em estudos e experimentos sobre alternativas de monitoramento da energia liberada pelas fissões nucleares, objetivando a segurança e confiabilidade na operação dos reatores. Publicou mais de três centenas de artigos técnicos, publicados em revistas internacionais e anais. Autor dos livros: Termo-Hidráulica Experimental de Reator Nuclear de Pesquisa TRIGA - Novas Edições Acadêmicas (2015) e "Digital Control System Simulation for Nuclear Reactor Neutronic Parameters - Nova Science Publishers Inc. NY" (2012). Editor dos livros: "Current Research in Nuclear Reactor Technology in Brazil and Worldwide" (2013) e "Nuclear Reactors (2012) - InTech Publisher" (Croácia). Membro do Corpo Editorial de várias revistas, tais como: "Energy and Environment Research (Canadian Center of Science and Education), International Journal of Energy Engineering (USA) e Journal on Nuclear Energy Management and Safety (UK)". Indicado duas vezes pelo "Eni Scientific Secretariat" para o "The Eni Award" (2011 e 2012, Azienda Generale Italiana Petroli AGIP"), categoria: "Protection of the Environment Prize". Perito da Agência Internacional de Energia Atômica - AIEA (Colômbia e Marrocos) e do "National Centre of Science and Technology Evaluation (Ministry of Education and Science of Kazakhstan)". Consultor do "Programa Iberoamericano de Ciência y Tecnología para el Desarrollo - CYTED", do Conselho de Ensino da CNEN, da FAPEMIG e do CNPq. Coordenador de projetos de pesquisa no CDTN/CNEN, FAPEMIG e CNPq. Líder do Grupo de Pesquisa/CNPq "Tecnologia de Reatores Nucleares". Colaborador de projetos na UFMG, UNICAMP, FINEP, CAPES e INCT/CNPq. Membro da Associação Brasileira de Energia Nuclear (ABEN) e da Associação Brasileira de Engenharia e Ciências Mecânicas (ABCM). Instrutor de curso para treinamento de operadores de reatores nucleares e Operador Sênior de reator.

Sincler Meireles Peixoto, CDTN/CNEN- CENTRO DE DESENVOLVIMENTO DA TECNOLOGIA NUCLEAR/COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR

Graduado em Física. Pontifícia Universidade Católica de Minas Gerais – PUC MG. Mestrado e Doutorado em andamento, Programa em Ciência e Tecnologia das Radiações, Minerais e Materiais pelo Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN.

Maria Ângela Barros Correia Menezes, CDTN/CNEN- CENTRO DE DESENVOLVIMENTO DA TECNOLOGIA NUCLEAR/COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR

Engenheira Química, Universidade Federal de Minas Gerais. Mestre em Ciências e Técnicas Nucleares, Universidade Federal de Minas Gerais – UFMG. Doutora em Química (Inorgânica) pela Universidade Federal de Minas Gerais -UFMG, Pesquisadora Titular III do Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear da Comissão Nacional de Energia Nuclear - CDTN/CNEN.

Maritza Rodriguez Gual, CDTN/CNEN- CENTRO DE DESENVOLVIMENTO DA TECNOLOGIA NUCLEAR/COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR

Graduação em Engenharia Energética Nuclear, “Faculdade de Ciências y Tecnologia Nuclear” da Universidade Havana, Cuba. Mestre em Técnicas de Reatores Nucleares, Universidade Técnica de Budapeste – Hungria. Doutor em Ciências Técnicas Nucleares, “Instituto Superior de Tecnologias y Ciências Aplicadas” - InSTEC, Cuba. Pós-Doutorado em andamento, Programa em Ciência e Tecnologia das Radiações, Minerais e Materiais pelo Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN

Daniel Artur Pinheiro Palma, COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR (CNEN)

Graduação em Física, Universidade Federal do Rio de Janeiro. Mestre em Física pela Universidade Federal do Rio de Janeiro. Doutor em Engenharia Nuclear pela Coordenação dos Programas de Pós-graduação de Engenharia (COPPE/UFRJ). Tecnologista Pleno III/III da Comissão Nacional de Energia Nuclear

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Publicado

2017-07-26

Como Citar

Mesquita, A. Z., Peixoto, S. M., Menezes, M. Ângela B. C., Gual, M. R., & Palma, D. A. P. (2017). Simulação neutrônica do reator nuclear de pesquisa TRIGA, do CDTN, utilizando os códigos Monte Carlo Serpent e MCNPX. Revista Tecnologia, 38(1), 3–12. https://doi.org/10.5020/23180730.2017.V38.1.3-12

Edição

v. 38 n. 1 (2017)

Seção

Artigos

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