Análise neutrônica com dois grupos de nêutrons de um reator anelar pulsado

Abstract

A produção de fontes nêutrons de alta intensidade é importante para a física nuclear básica, bem como nos experimentos e testes de materiais, além da sua importância para produção de isótopos nucleares. De forma que os reatores nucleares têm sido utilizados como fontes de fluxos de nêutrons de alta intensidade, muito embora a obtenção de tais níveis seja limitada pela dificuldade de remoção da energia térmica gerada pelo processo de fissão. Assim, trabalhos com reatores pulsados periódicos, que fornecem regiões de fluxos supercríticos com alta velocidade, são extremamente relevantes. O objetivo deste trabalho foi desenvolver uma análise para a distribuição do fluxo de nêutrons do VICHFPR usando a Teoria de Dois Grupos Energéticos de nêutrons que, por sua vez, utiliza a equação da difusão para descrever o fluxo neutrônico, resultando em uma equação difrencial parcial. A partir deste ponto, a equação é discretizada através do Método semi implícito da diferenças finitas de Crank–Nicolson para em seguida ser resolvida computacionalmente. Tornando, assim, a simulação mais realista em relação a Teoria de um grupo, conferindo maior precisão e detalhe à distribuição neutrônica dentro do núcleo do reator. A simulação computacional descreve o comportamento neutrônico de dois grupos: um grupo rápido e outro termico. Devidamente descritos dentro do núcleo do reator a fim de comparalos tanto entre si quanto com o resultado de um grupo. Os resultados encontrados indicam uma boa precisão para o trabalho com um grupo de nêutrons, todavia ressalta a importância da simulação com mais grupos de energia em virtude da ampliação dos espectro de energia e também da precisão.