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

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

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Título Análise estocástica da densidade espectral de nêutrons em um modelo de reator nuclear para avaliação da probabilidade local da fuga de nêutrons
Outro título Stochastic analysis of neutronic spectral density in a nuclear reactor model to establish local neutron leakage probability
Autor Ben, Felipe Gregoletto
Orientador Bodmann, Bardo Ernst Josef
Data 2012
Nível Graduação
Instituição Universidade Federal do Rio Grande do Sul. Escola de Engenharia. Curso de Engenharia Mecânica.
Assunto Engenharia mecânica
[en] Monte Carlo method
[en] Neutron leakage
[en] Nuclear reactor
[en] Pseudo leakage cross section
Resumo 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.
Abstract 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.
Tipo Trabalho de conclusão de graduação
URI http://hdl.handle.net/10183/75823
Arquivos Descrição Formato
000891393.pdf (1.778Mb) Texto completo Adobe PDF Visualizar/abrir

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