Diseño y optimización de un aplanador de flujo neutrónico para ...
Cálculo de Flujo Neutrónico con MCNP5 en el Núcleo 34 del Reactor RP-10 con elementos...
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“Cálculo de Flujo Neutrónico con MCNP5 en el Núcleo 34 del Reactor RP-10 con elementos combustibles tipo placa de U3O8-Al de bajo enriquecimiento”
Bach. Leonel Máximo Pauro Velásquez
[email protected] de calculo, Análisis y Seguridad - IPEN
Asesor: Dr. Javier Solano Salinas
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Objetivo
Verificación y Validación del modelo del RP-10 que se tiene en MCNP5 mediante la comparación de los resultados calculados y medidos de flujo neutrónico en las cajas de irradiación B4, E5 y H4.
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1. Introducción
2. Fundamento Teórico
3. Mediciones de Flujo
4. Cálculo de Flujo Neutrónico
5. Análisis de Resultados
6. Conclusiones
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El Reactor RP-10
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Queremos conocer los FN en estas posiciones:
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¿Para qué conocer Flujos Neutrónicos?
Producción de Radioisótopos
Análisis por Activación Neutrónica
Seguridad del Reactor
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1. Introducción
2. Fundamento Teórico
3. Mediciones de Flujo
4. Cálculo de Flujo Neutrónico
5. Análisis de Resultados
6. Conclusiones
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2.1 Secciones Eficaces
Probabilidad de que un neutrón del haz colisione con el núcleo y suceda la reacción X:
- s: Disp. Elástica- i: Disp. Inelástica- f: Fisión- γ: Captura Radiativa- a: Absorción
X
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ENDF
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Reacción en cadena
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2.2 Espectro de Neutrones en un Reactor
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Factor de Multiplicación
Reactividad
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El Método Monte-Carlo
Es una técnica numérica para calcular probabilidades y otras cantidades relacionadas utilizando secuencias de números (pseudo-) aleatorios.
Ejemplo de generación de números aleatorios:
Lo que da:
01,13,69,97,61,93,09,17,21,73,49,37,81,53,89,57,41,33,29,77,01
100mod)13(1 ii nn
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2.3 Introducción a MCNP5
Es un programa que se basa en el método Monte Carlo para hacer cálculos de criticidad, flujo neutrónico, entre otros.
Es la actual evolución del trabajo realizado por cientificos para el desarrollo de armas nucleares en Los Alamos durante 1940.
Se utilizará este programa para futuros cálculos de distribución de flujos, de potencia y otros.
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Simulación de la historia de un neutrón
1. Dispersión del neutrón con producción de un fotón.
2. Fisión y producción de un nuevo fotón.
3. Captura del neutrón.4. Fuga del neutrón.5. Dispersión de fotón.6. Fuga del fotón.7. Captura del fotón.
1
2
7
3
4
5
6
Neutrón incidente.
Material Físil
Vacío
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Carácterísticas de MCNP5
Geometría General 3D: “Geometría Exacta”Datos Físicos para energía continua.Varias opciones de código: Tallies, Sources,
Variance Reduction.Se simula de manera análoga a la de conteo
experimental de partículas.
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Carácterísticas de MCNP5
Neutrones, n: 10-5 eV - 150 MeVPhotones, p: 1 KeV – 100 GeV Electrones, e: 1 KeV – 1 GeV Cálculos de una sola partícula: n, p, e Cálculos acoplados: n/p, n/p/e, p/e, e/p
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MCNP5XSDIR
ENDF VI/ ENDF VII
MPICH
ENTRADA
SALIDA(FLUJOS)
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SALIDA (FRAGMENTO)
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Archivo de datos nucleares.
MCNP usa librerías de datos de energías atómicas y nucleares contínuas.
Los datos son evaluaciones del sistema ENDF (Evaluated Nuclear Data File), ACTI, ENDL, EPDL, ACTL y del grupo de Físicos Nucleares T-16 en Los Alamos.
Estos datos son procesados para MCNP por códigos tales como NJOY.
Se pueden encontrar datos de secciones eficaces para 400 distintos núcleos blanco.
Existen alrededor de 836 tablas con datos de interacción neutrónica para aproximadamente 100 diferentes isótopos y elementos.
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ENDF/B-VII NJOY
Rp10b (ACE)
MCNP5
XDIRB
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1. Introducción
2. Fundamento Teórico
3. Mediciones de Flujo
4. Cálculo de Flujo Neutrónico
5. Análisis de Resultados
6. Conclusiones
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PROCEDIMIENTO1. Se prepararon las sondas de Au.
2. Irradiación en el reactor.
3. Medición de Actividad.
4. Determinación de flujos por el Formalismo de Westcott
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A. PREPARACION DE SONDAS DE Au
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Sonda de Au
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SONDAS
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B. IRRADIACION EN EL REACTOR
Realizada el 16/03/2011Inicio: 9:05 amFin: 10:05 amIntensidad de Corriente en la cámara de marcha nro 04, ICM4=60 nA
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Posiciones de Irradiación en el Nucleo 34
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C. MEDICION DE ACTIVACION DE LAS SONDAS
Se dispusieron las hojuelas activadas una por una en frente del detector.
D=15 cm Se midieron durante
tiempos de 3-5 min. Los datos se registraron
con ayuda del software gammadecay.
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Cadena de Medición
D etector
F u en tede H V
P rea m plifica dor A m plifica dor A na liza dor
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FLUJO TERMICO
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FLUJO EPITERMICO
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1. Introducción
2. Fundamento Teórico
3. Mediciones de Flujo
4. Cálculo de Flujo Neutrónico
5. Análisis de Resultados
6. Conclusiones
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Modelo del Núcleo 34
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ECN
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ECC
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Portamuestras
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MCNP en paralelo
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MCNP en paralelo
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Eficiencia de procesamiento
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RESULTADOS
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FLUJO TERMICO
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FLUJO EPITERMICO
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1. Introducción
2. Fundamento Teórico
3. Mediciones de Flujo
4. Cálculo de Flujo Neutrónico
5. Análisis de Resultados
6. Conclusiones
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B4<H4<E5
Vamos a calcular las siguientes razones,
H4/B4
E5/B4
- EXPERIMENTAL
- CALCULADO
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Flujo Térmico
Posición de Irradiación
φH4/φB4 φE5/φB4
MEDIDOCALCULADO MEDIDO CALCULADO
1 0.88 1.19 1.58 1.95
3 0.92 1.19 1.76 1.91
4 1.11 1.23 1.61 1.94
5 1.33 1.27 1.82 1.97
6 1.50 1.28 2.05 1.97
8 2.35 1.33 2.18 2.11
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Flujo Epitérmico
Posición de Irradiación
φH4/φB4 φE5/φB4
MEDIDO CALCULADO MEDIDO CALCULADO
1 0.58 1.70 2.37 3.18
3 1.13 1.79 2.28 3.28
4 1.30 1.85 2.64 3.27
5 1.45 1.93 2.28 3.39
6 1.64 1.94 3.66 3.38
8 2.56 1.87 1.60 3.18
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Resultados experimental y teórico en unidades diferentes → Hay que normalizar los valores de flujo.
COMPARACION DE RESULTADOS
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![Page 53: Cálculo de Flujo Neutrónico con MCNP5 en el Núcleo 34 del Reactor RP-10 con elementos combustibles tipo placa de U3O8-Al de bajo enriquecimiento Bach.](https://reader033.fdocumento.com/reader033/viewer/2022061303/54fb887e4a7959ca428b4a7a/html5/thumbnails/53.jpg)
COMPARACIÓN DE DISTRIBUCIONES
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H4 E5 B4
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H4 E5 B4
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1. Introducción
2. Fundamento Teórico
3. Mediciones de Flujo
4. Cálculo de Flujo Neutrónico
5. Análisis de Resultados
6. Conclusiones
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CONCLUSIONES
Se utilizó el código MCNP5 para determinar la distribución de flujo neutrónico en las cajas de irradiación B4, E5 y H4 del RP-10. Para la validación se realizaron medidas experimentales de esta distribución de flujo para las regiones energéticas térmica y epitérmica. La concordancia entre los valores calculados y medidos está dentro del 26 %. Esta discrepancia es de casi el doble de la que se obtiene para otros reactores de investigación.
El modelo por lo tanto ha sido validado con las mediciones experimentales.
El modelo por lo tanto puede ser mejorado con trabajos futuros para esclarecer el problema del desplazamiento de curvas.
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Sugerencia
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“…los números aleatorios no deberían ser escogidos por un método escogido
aleatoriamente”Donald Knuth
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Estructura de un INPUTTarjeta de Título
Tarjeta de celdaSe requiere una separacion de un renglon en blanco
Tarjetas de SuperficieSe requiere una separacion de un renglon en blanco
Tarjetas de DatoSe recomienda un renglón en blanco – todo lo demás será
ignorado
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Keff para dos libreríasLibrería Utilizada Keff Δρ (pcm)
ENDF/B-VI (a 293 K)
1.00693 688.23
ENDF/B-VII (a 293 K)
1.00653 648.76
ENDF/B-VII (a 318 K)
1.00610 606.30
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Algunas unidades en MCNPLongitud cmEnergía MeVTiempo Shakes (e-8 s)Temperatura MeV (kT)Densidad Atómica Atomos/barn-cmDensidad de masa g/ccSecciones Eficaces barns
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Dist. de Flujo Térmico en H4
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Dist. de Flujo Epitérmico en H4
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Dist. De Flujo Térmico en E5
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Dist. De Flujo Epitérmico en E5
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Dist. de Flujo Térmico en B4
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Dist. de Flujo Epitérmico en B4
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![Page 72: Cálculo de Flujo Neutrónico con MCNP5 en el Núcleo 34 del Reactor RP-10 con elementos combustibles tipo placa de U3O8-Al de bajo enriquecimiento Bach.](https://reader033.fdocumento.com/reader033/viewer/2022061303/54fb887e4a7959ca428b4a7a/html5/thumbnails/72.jpg)
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Objetivo