Modelagem computacional do reator nuclear IPR-R1 com o uso do MCNPX

Resumo

O cenário atual brasileiro tem sido propício para o estudo de reatores nucleares, um exemplo são os esforços para criar o primeiro Reator Multipropósito Brasileiro. Faz-se necessário qualificar profissionais para esta nova era e, portanto, ensinar e treinar estudantes desde a graduação para serem capacitados nesse mercado, no qual é essencial o domínio da modelagem computacional.Nesta pesquisa, nós utilizamos o MCNPX, uma versão mais recente do código de transporte de Montecarlo MCNP4B e que é capaz de calcular criticalidade, fluxo neutrônico e queimado, além de outras funções. Todos os dados de materiais, estruturais e físicos do reator foram fornecidos ao Departamento de Engenharia Mecânica da Universidade de Pernambuco para que fosse desenvolvido um modelo próprio da UPE. As condições para validação foram: combustíveis frescos, o que pode ser melhorado utilizando-se o estudo de queimado; a configuração atual do núcleo e, das três varetas de controle, duas foram 100% ejetadas enquanto a outra ficou numa certa profundidade, conforme situação adotada em DALLE(2002). Para estudar criticalidade do modelo nestas condições, foi usada uma fonte crítica KSRC e o cartão KCODE, perfazendo 1000 ciclos, desconsiderando-se os primeiros 300 ciclos. A fluência neutrônica foi calculada em diferentes locais, no tubo central e na mesa giratória, usando os cartões de contagem F4 e E4, num intervalo de espectro entre 1,0 x10-9 MeV e 15 MeV e depois calculou-se o fluxo neutrônico. Foi possível obter boas correlações para o fluxo neutrônico e uma criticalidade plausível para reatores. Palavras-chave: MCNPX; Fluxo neutrônico; Criticalidade; IPR-R1.