“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

lpauro21@gmail.comGrupo de calculo, Análisis y Seguridad - IPEN

Asesor: Dr. Javier Solano Salinas

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.

1. Introducción

2. Fundamento Teórico

3. Mediciones de Flujo

4. Cálculo de Flujo Neutrónico

5. Análisis de Resultados

6. Conclusiones

El Reactor RP-10

Queremos conocer los FN en estas posiciones:

¿Para qué conocer Flujos Neutrónicos?

Producción de Radioisótopos

Análisis por Activación Neutrónica

Seguridad del Reactor

1. Introducción

2. Fundamento Teórico

3. Mediciones de Flujo

4. Cálculo de Flujo Neutrónico

5. Análisis de Resultados

6. Conclusiones

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

 

ENDF

Reacción en cadena 

 

 

 

2.2 Espectro de Neutrones en un Reactor

Factor de Multiplicación

Reactividad

 

 

 

 

 

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

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.

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

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.

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

MCNP5XSDIR

ENDF VI/ ENDF VII

MPICH

ENTRADA

SALIDA(FLUJOS)

SALIDA (FRAGMENTO)

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.

ENDF/B-VII NJOY

Rp10b (ACE)

MCNP5

XDIRB

1. Introducción

2. Fundamento Teórico

3. Mediciones de Flujo

4. Cálculo de Flujo Neutrónico

5. Análisis de Resultados

6. Conclusiones

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

A. PREPARACION DE SONDAS DE Au

Sonda de Au

SONDAS

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

Posiciones de Irradiación en el Nucleo 34

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.

Cadena de Medición

D etector

F u en tede H V

P rea m plifica dor A m plifica dor A na liza dor

FLUJO TERMICO

FLUJO EPITERMICO

1. Introducción

2. Fundamento Teórico

3. Mediciones de Flujo

4. Cálculo de Flujo Neutrónico

5. Análisis de Resultados

6. Conclusiones

Modelo del Núcleo 34

ECN

ECC

Portamuestras

MCNP en paralelo

MCNP en paralelo

Eficiencia de procesamiento

RESULTADOS

FLUJO TERMICO

FLUJO EPITERMICO

1. Introducción

2. Fundamento Teórico

3. Mediciones de Flujo

4. Cálculo de Flujo Neutrónico

5. Análisis de Resultados

6. Conclusiones

B4<H4<E5

Vamos a calcular las siguientes razones,

H4/B4

E5/B4

- EXPERIMENTAL

- CALCULADO

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

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

Resultados experimental y teórico en unidades diferentes → Hay que normalizar los valores de flujo.

COMPARACION DE RESULTADOS

 

COMPARACIÓN DE DISTRIBUCIONES

H4 E5 B4

H4 E5 B4

1. Introducción

2. Fundamento Teórico

3. Mediciones de Flujo

4. Cálculo de Flujo Neutrónico

5. Análisis de Resultados

6. Conclusiones

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.

Sugerencia  

“…los números aleatorios no deberían ser escogidos por un método escogido

aleatoriamente”Donald Knuth

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

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

Algunas unidades en MCNPLongitud cmEnergía MeVTiempo Shakes (e-8 s)Temperatura MeV (kT)Densidad Atómica Atomos/barn-cmDensidad de masa g/ccSecciones Eficaces barns

Dist. de Flujo Térmico en H4

Dist. de Flujo Epitérmico en H4

Dist. De Flujo Térmico en E5

Dist. De Flujo Epitérmico en E5

Dist. de Flujo Térmico en B4

Dist. de Flujo Epitérmico en B4

Objetivo