Simulação neutrônica do reator nuclear de pesquisa TRIGA, do CDTN, utilizando os códigos Monte Carlo Serpent e MCNPX

Abstract

O reator nuclear de pesquisa TRIGA IPR-R1 está localizado no Centro de Desenvolvimento de Tecnologia Nuclear - CDTN em Belo Horizonte. Ele permanece em operação desde 1960. Durante este período, o reator tem sido utilizado na produção de radioisótopos, para estudos em radiobiologia, para produção de fontes radioativas para indústrias, na produção de traçadores utilizados em processos industriais, na irradiação de amostras para análise por ativação por nêutrons, docência e treinamento. Devido a um histórico muito longo de operações e à ausência de informações sobre a composição atual dos elementos combustíveis, torna-se muito difícil conhecer, com exatidão, seus parâmetros neutrônicos. Este trabalho apresenta a avaliação teórica do fator de multiplicação de nêutrons (k) desde a primeira configuração, levando em consideração os efeitos da incerteza na composição atual do combustível do reator. Os resultados mostraram que a geometria e detalhes do reator devem ser incluídos no modelo, pois impactam significativamente no cálculo da reatividade. Comparações feitas entre os códigos Monte Carlo MCNPX e Serpent 2.1.20, mostraram diferenças consistentes dos resultados obtidos para a reatividade em todas as geometrias simuladas.