Simulação do reator TRIGA IPR-R1 utilizando métodos de transporte por Monte Carlo

Abstract

A utilização do método Monte Carlo na simulação do transporte de partículas em reatores nucleares é crescente e constitui uma tendência mendual. O maior inconveniente dessa técnica, a grande exigência de capacidade de processamento, vem sendo superado pelo contínuo desenvolvimento de processadores cada vez mais rápidos. Esse contexto permitiu o desenvolvimento de metodologias de cálculo neutrônico de reatores nas quais se acopla a parte do transporte de partículas, feita com um código de Monte Carlo, ao cálculo de queima e decaimento radioativo. Neste trabalho tal metodologia de simulação é implantada, validade para reatores de pesquisa , notadamente os do tipo TRIGA e finalmente utilizada na simulação neutrônica do reator TRIGA IPR-R1 do CDTN/CNEN. O sistema de códigos empregados é constituído pelos amplamente utilizados códigos MCNP4B (trnaspote por método Monte Carlo) e ORIGEN 2.1 (queima e decaimento radioativo).