Simulação Neutrônica do Núcleo de um Reator Nuclear do Tipo iPWR Usando o Código SERPENT
DOI:
https://doi.org/10.14295/vetor.v31i1.13575Palavras-chave:
neutrônica computacional, ciclo estendido do combustível, reator iPWR, código SerpentResumo
A energia nuclear é uma das principais alternativas para futuras fontes de energia sem emissões de gases contribuintes ao efeito estufa. Neste contexto os reatores nucleares modulares de pequeno porte têm grande potencial de desenvolvimento. Nesta categoria, por suas características de segurança e semelhanças com os reatores atuais em operação, destacam-se os reatores integrais de água pressurizada (iPWR). Neste trabalho, é apresentado um modelo computacional neutrônico baseado no código Monte Carlo Serpent para o projeto e análise de um ciclo de combustível estendido de quatro anos em um reator de tipo iPWR. Os principais parâmetros do comportamento neutrônico do núcleo são calculados e comparados com as recomendações para retores refrigerados a água.
Downloads
Referências
IAEA, “Advances in Small Modular Reactor Technology Developments,” A Suppl. to IAEA Adv. React. Inf. Syst., 2018. Disponível em: https://aris.iaea.org/Publications/SMR-Book_2018.pdf
IAEA, 2020. Disponível em: https://pris.iaea.org
IAEA, 2020. Disponível em: https://aris.iaea.org, 2020.
M. D. Carelli, “IRIS: A global approach to nuclear power renaissance,” Nuclear News, pp. 32-42, 2003. Disponível em: http://www3.ans.org/pubs/magazines/nn/pdfs/2003-9-3.pdf
M. A. Erighin, “A 48-month extended fuel cycle for the B&W mPowerTM small modular nuclear reactor,” Int. Conf. Phys. React. 2012, PHYSOR 2012 Adv. React. Phys., vol. 2, pp. 1315–1330, 2012.
E. D. Kitcher e S. S. Chirayath, “Neutronics and thermal hydraulics analysis of a small modular reactor,” Annals of Nuclear Energy, vol. 97, pp. 232–245, 2016. Disponível em: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2016.07.019
J. A. Rosales García, M. Cecilia Betancourt, L. Rojas, J. D. L. Bezerra, C. A. B. D. O. Lira, e C. R. García Hernández, “New stage on the neutronics and thermal hydraulics analysis of a small modular reactor core,” International Journal of Nuclear Energy Science and Technology, vol. 12, no. 4, p. 400, 2018. Disponível em: https://www.inderscienceonline.com/doi/abs/10.1504/IJNEST.2018.097201
J. Leppänen, M. Pusa, T. Viitanen, V. Valtavirta, e T. Kaltiaisenaho, “The Serpent Monte Carlo code: Status, development and applications in 2013,” Annals of Nuclear Energy, vol. 82, pp. 142–150, 2015. Disponível em: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2014.08.024
J. Leppänen, “Serpent – a Continuous-energy Monte Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code. VTT Technical Research,” Cent. Finl., 2019, [Online]. Disponível em: http://serpent.vtt.fi/mediawiki/index.php/Main.