Análise estocástica da densidade espectral de nêutrons em um modelo de reator nuclear para avaliação da probabilidade local da fuga de nêutrons

Abstract

Neste trabalho, o comportamento de um grande número de nêutrons em um reator nuclear será acompanhado com o uso de modelos computacionais para que se analise a fuga de nêutrons do reator, com dependência local e de faixa de energia. Para tal, será aplicado o método de Monte Carlo com o uso de um software linguagem C++, onde o tipo de interação que os nêutrons irão sofrer e as características de seu comportamento serão estimadas aleatoriamente de acordo com distribuições de probabilidade. São obtidas curvas que descrevem o comportamento da fuga de nêutrons ao longo do reator e é discutida uma abordagem para tratamento destes dados como uma pseudo seção de choque de fuga, cujo valor médio foi estimado em 0.23cm-1. Os resultados são então parametrizados, permitindo seu uso em modelos não estocásticos, sejam eles numéricos ou analíticos.

In this paper, the behavior of a large number of neutrons in a nuclear reactor will be evaluated by the use of computational models, in order to analyze the leakage of neutrons through the reactor walls, as a function of position and energy range. Such analysis will be accomplished by the application of the Monte Carlo method through a software written in C++ language, where the type of interaction and behavior of the neutrons are randomly estimated by probability distributions. A series of curves which describes the behavior of neutron leakage are obtained, and a method is introduced to treat the data as a pseudo macroscopic leakage cross section, whose average value is estimated to be 0.23cm-1. The results are then parametrized, opening for the possibility to use them in non-stochastic models, either of numerical or analytical character.