On a continuous energy Monte Carlo simulator for neutron interactions in reactor core material considering up-scattering effects in the thermal energy region

Abstract

Neste trabalho o transporte de nêutrons é simulado em materiais presentes no núcleo de reatores. O espectro de nêutrons é decomposto como uma soma de três distribuições de probabilidade. Duas das distribuições preservam sua forma com o tempo, mas não necessariamente sua integral. Uma das duas distribuições é devido ao espectro de fissão, isto é, altas energias de nêutrons, a outra é uma distribuição de Maxwell-Boltzmann para nêutrons de baixas energias (térmicos). A terceira distribuição tem uma forma a priori desconhecida e que pode variar com o tempo, sendo determinada a partir de uma simulação Monte Carlo com acompanhamento dos nêutrons e suas interações com dependência contínua de energia. Isto é obtido pela parametrização das seções de choque dos materiais do reator com funções contínuas, incluindo as regiões de ressonâncias resolvidas e não resolvidas. O objetivo deste trabalho é implementar efeitos de up-scattering através do tratamento estat ístico da população de nêutrons na distribuição térmica. O programa de simulação calcula apenas down-scattering, pois o cálculo do up-scattering microscópico aumenta signi_cativamente tempo de processamento computacional. Além de contornar esse problema, pode-se reconhecer que up-scattering é dominante na região de energia mais baixa do espectro, onde assume-se que as condições de equilíbrio térmico para nêutrons imersos em seu ambiente são válidas. A otimização pode, assim, ser atingida pela manutenção do espectro de Maxwell- Boltzmann, isto é, up-scattering é simulado por um tratamento estatístico da população de nêutrons. Esta simulação é realizada utilizando-se dependência energética contínua, e, como um primeiro caso a ser estudado assume-se um regime recorrente. As três distribuições calculadas são então utilizadas no código Monte Carlo para calcular os passos Monte Carlo subsequentes.

In this work the neutron transport is simulated in reactor core materials. The neutron spectrum is decomposed as a sum of three probability distributions. Two of the distributions preserve shape with time but not necessarily the integral. One of the two distributions is due to prompt ssion, i.e. high neutron energies and the second a Maxwell-Boltzmann distribution for low (thermal) neutron energies. The third distribution has an a priori unknown and possibly variable shape with time and is determined from a Monte Carlo simulation with tracking and interaction with continuous energy dependence. This is done by the parametrization of the material cross sections with continuous functions, including the resolved and unresolved resonances region. The objective of this work is to implement up-scattering e ects through the treatment of the neutron population in the thermal distribution. The simulation program only computes down-scattering, for the calculation of microscopic upscattering increases signi cantly computational processing time. In order to circumvent this problem, one may recognize that up-scattering is dominant towards the lower energy end of the spectrum, where we assume that thermal equilibrium conditions for neutrons immersed in their environment holds. The optimization may thus be achieved by the maintenance of the Maxwell-Boltzmann spectrum, i.e. up-scattering is simulated by a statistical treatment of the neutron population. This simulation is performed using continuous energy dependence, and as a rst case to be studied we assume a recurrent regime. The three calculated distributions are then used in the Monte Carlo code to compute the Monte Carlo steps with subsequent updates.