“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.

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1 “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 Grupo de calculo, Análisis y Seguridad - IPEN Asesor: Dr. Javier Solano Salinas

2 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.

3 Introducción Fundamento Teórico Mediciones de Flujo Cálculo de Flujo Neutrónico Análisis de Resultados Conclusiones

4 El Reactor RP-10

5 Explicar que el reactor es un tanque para pasar a la siguiente…

6 Queremos conocer los FN en estas posiciones:

7 ¿Para qué conocer Flujos Neutrónicos?
Producción de Radioisótopos Análisis por Activación Neutrónica Seguridad del Reactor QUE ES EL FACTOR PICO

8 Introducción Fundamento Teórico Mediciones de Flujo Cálculo de Flujo Neutrónico Análisis de Resultados Conclusiones

9 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

10 ENDF

11 Reacción en cadena CaDA parte del dibujito puede representar un Sigma
CaDA parte del dibujito puede representar un Sigma MCNP5 simula fragmentos de fision? NO

12 2.2 Espectro de Neutrones en un Reactor

13 Factor de Multiplicación
Reactividad K es para reactor infinito Keff considera fugas Reactividad representa el cambio fraccional de población neutrónica por generación

14 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

15 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.

16 Simulación de la historia de un neutrón
Dispersión del neutrón con producción de un fotón. Fisión y producción de un nuevo fotón. Captura del neutrón. Fuga del neutrón. Dispersión de fotón. Fuga del fotón. Captura del fotón. 3 5 6 4 2 Neutrón incidente. 1 7 Vacío Material Físil

17 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.

18 Carácterísticas de MCNP5
Neutrones, n: 10-5 eV MeV Photones, 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

19 ENTRADA XSDIR MCNP5 MPICH ENDF VI/ ENDF VII SALIDA (FLUJOS)
Explicar MCNP origenes SALIDA (FLUJOS)

20 SALIDA (FRAGMENTO)

21 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.

22 ENDF/B-VII NJOY XDIRB Rp10b (ACE) MCNP5

23 Introducción Fundamento Teórico Mediciones de Flujo Cálculo de Flujo Neutrónico Análisis de Resultados Conclusiones

24 PROCEDIMIENTO Se prepararon las sondas de Au.
Irradiación en el reactor. Medición de Actividad. Determinación de flujos por el Formalismo de Westcott

25 A. PREPARACION DE SONDAS DE Au

26 Sonda de Au

27 SONDAS

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29 B. IRRADIACION EN EL REACTOR
Realizada el 16/03/2011 Inicio: 9:05 am Fin: 10:05 am Intensidad de Corriente en la cámara de marcha nro 04, ICM4=60 nA

30 Posiciones de Irradiación en el Nucleo 34

31 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.

32 Cadena de Medición

33 FLUJO TERMICO

34 FLUJO EPITERMICO

35 Introducción Fundamento Teórico Mediciones de Flujo Cálculo de Flujo Neutrónico Análisis de Resultados Conclusiones

36 Modelo del Núcleo 34

37 ECN

38 ECC

39 Portamuestras

40 MCNP en paralelo

41 MCNP en paralelo

42 Eficiencia de procesamiento
Encerrar en circulo el 7. Poner el calculo y las lineas de codigo.

43 RESULTADOS

44 FLUJO TERMICO Aquí no se debería interpolar …

45 FLUJO EPITERMICO

46 Introducción Fundamento Teórico Mediciones de Flujo Cálculo de Flujo Neutrónico Análisis de Resultados Conclusiones

47 B4<H4<E5 H4/B4 E5/B4 EXPERIMENTAL CALCULADO
Vamos a calcular las siguientes razones, H4/B4 E5/B4

48 Posición de Irradiación
Flujo Térmico Posición de Irradiación φH4/φB4 φE5/φB4 MEDIDO CALCULADO 1 0.88 1.19 1.58 1.95 3 0.92 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 8 2.35 2.18 2.11

49 Posición de Irradiación
Flujo Epitérmico Posición de Irradiación φH4/φB4 φE5/φB4 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 3.39 6 1.64 1.94 3.66 3.38 8 2.56 1.87 1.60

50 COMPARACION DE RESULTADOS
Resultados experimental y teórico en unidades diferentes → Hay que normalizar los valores de flujo. Colocar

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53 COMPARACIÓN DE DISTRIBUCIONES

54 H4 E5 B4

55 H4 E5 B4

56 Introducción Fundamento Teórico Mediciones de Flujo Cálculo de Flujo Neutrónico Análisis de Resultados Conclusiones

57 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.

58 Sugerencia

59 “…los números aleatorios no deberían ser escogidos por un método escogido aleatoriamente”
Donald Knuth

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62 Estructura de un INPUT Tarjeta de Título Tarjeta de celda
Se requiere una separacion de un renglon en blanco Tarjetas de Superficie Tarjetas de Dato Se recomienda un renglón en blanco – todo lo demás será ignorado Imagen de INPUT

63 Keff para dos librerías
Librería Utilizada Keff Δρ (pcm) ENDF/B-VI (a 293 K) 688.23 ENDF/B-VII (a 293 K) 648.76 ENDF/B-VII (a 318 K) 606.30

64 Algunas unidades en MCNP
Longitud cm Energía MeV Tiempo Shakes (e-8 s) Temperatura MeV (kT) Densidad Atómica Atomos/barn-cm Densidad de masa g/cc Secciones Eficaces barns

65 Dist. de Flujo Térmico en H4

66 Dist. de Flujo Epitérmico en H4

67 Dist. De Flujo Térmico en E5

68 Dist. De Flujo Epitérmico en E5

69 Dist. de Flujo Térmico en B4

70 Dist. de Flujo Epitérmico en B4

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74 Objetivo