Energia Nuclear • I Congresso Geral

• I Congresso Geral de Energia Nuclear

Rio d* Jontlro, 17 a 20 dt Marco dt 1986

ANAIS - PROCEEDINGS

CALCULO DA GERAÇÃO DE CALOR VIA RADIAÇÃO EM REATORES NUCLEARES

Luisa Maria R i b e i r o T o r r e s I t a c i l C h i a r i Gomes

J o s é Rubens Maiorino Seção de E n e r g i a N u c l e a r

INSTITUTO MILITAR DE ENGENHARIA - IME Rio de J a n e i r o - RJ

Divisão de F í s i c a de R e a t o r e s

INSTITUTO DE PESOUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES - IPEN São Paulo - SP

Sumário

O estudo é realizado para calcular a geração de calor nroveniente da denosicão da e- nergia da interação de neutrons e gamas com a matéria.

Modificações foram implementadas no código ANISN, aue soluciona a eouacão do trans- porte unidimensional, através do método das ordenadas discretas, nara incluir o c á l - culo da geração de calor via radiação.

Testes das modificações implementadas foram realizados no cálculo do aciuecimento nuclear em um reator a fusão.

A b s t r a c t

The study is perfomed for calculating nuclear heating due to the interaction of neutrons and gamma-rays with matter.

Modifications were implemented in the ANISN code, that solves the

transport equation using the discrete ordinate method, to include nuclear calculations.

Tests of the implemented modifications were oerfomed in problems of nuclear heating due to radiation energy derosition in a fusion reactor.

one-dimensional heatiirr

- 202 -

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f INTRODUÇÃO h

I O projeto de reatores nucleares ê geralmente ditado pelas li- ft mitações de temperatura e tensão nos materiais. Verifica-se que o

\ aquecimento nuclear devido ã interação da radiação com os materi

í ais pode alcançar valores Significativos e deve ser calculado pre-

| cisámente.

0 objetivo do trabalho,.foi modificar o código de transporte ANISN para incluir o cálculo da geração de calor via radiação. Pa ra isso foram introduzidos no código novos dados de entrada e sub- rotinas especificas para a determinação do aquecimento por gamas e neutrons, devido âs reações de espalhamento elástico, espalhamento inelástico na região do "continuum", reações (n,a) e (n,p).

Nas implementações realizadas, foi respeitada a estrutura de programação do código, bem como os formatos de entrada de dados e saída de resultados, de forma que o ANISN pudesse oferecer mais e§

ta opção de cálculo.

MODELO DE CALCULO

0 aquecimento nuclear é calculado e analisado para as várias regiões de um reator a fusão. Uma comparação é feita entre os re- sultados obtidos com o programa implementado, ANISN-HT , e os pu- blicados num trabalho realizado por M.A.Abdou e C.W.Maynard .

A figura 1 apresenta um esquema do reator estudado e indica as composições percentuais, dadas em volume, dos materiais consti- tuintes das várias regiões.

Para o cálculo do aquecimento, M.A.Abdou e C.u.Maynard utili- zaram a biblioteca DLC-29/MACKLTB, que contem fatores de "Hermas"

para vários materiais de interesse com aplicação em reatores a fu- são. 0 transporte de neutrons e gamas para o sistema foi realiza do em geometria cilindrica unidimensional com o código ANISN, usan do uma aproximação S» P,.

Na versão modificada do código ANISN (ANISN-HT), o aquecimen to nuclear é calculado diretamente a partir dos próprios dados de entrada do programa, sem necessidade de bibliotecas especiais. 0 transporte de neutrons e gamas foi realizado em geometria cilindri ca, usando a versão do ANISN-HT, com aproximação S

P,.

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FIGURA 1: Esquema de um reator CTR (Controlled actor)

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TABELA 1: Aquecimento devido a neutrons e gamas (MeV/nêutron da fon te) por zona para o reator esquematizado na Figura 1.

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Nos cálculos realizados, considerou-se uma fonte monoenergé tica de 14,1 Mev, uniformemente distribuida na região do plasma.

RESULTADOS E CONCLUSÕES

A Tabela 1 resume os resultados para o aquecimento nuclear de vido a neutrons e gamas, nas diversas regiões do reator. Nesta ta bela, observa-se que o aquecimento por gamas nas regiões constital das por materiais leves é muito menor que o aquecimento por neu- trons e o inverso ocorre nas regiões constituídas por materiais pe sados, como chumbo, aço inoxidável e vanadio.

Verifica-se que os resultados encontrados, nas regiões onde a geração de calor é mais significativa,apresentam-se dentro da or- dem de grandeza esperada, observando-se, entretanto, maiores des- vios nas regiões mais afastadas do núcleo, onde o aquecimento é me nos relevante.

A Tabela 1 mostra que o aquecimento total, obtido por Abdou e Maynard, foi de 16.43 Mev. No cálculo realizado com o ANISN-HT chegou-se a 16.34 Mev, apresentando, portanto, um desvio de 0.55%.

As diferenças encontradas podem ser justificadas por diferen ças nos dados nucleares utilizados no cálculo do aquecimento e, também, nos dados para o transporte da radiação realizado com o ANISN, como diferenças de seções de choque, estrutura de grupos de energia, discretização espacial do reator, densidades atômicas dos materiais constituintes do sistema e critério de convergência ado tado.

BIBLIOGRAFIA

1- W.W. ENGLE, Jr.. A Users Manual For ANISN; A One Dimensional Discrete Ordinates Transport Code With Anisotropic Scattering.

Oak Ridge National Laboratory, 1967. (RSIC - CCC - 82).

2- ABDOU M.A.; Maynard C.W.. Calculational Methods for Nuclear Heating - Part IIj Applications to Fusion Reactor Blankets and Shields.

In: Nuclear Science and Engineering, 56; 381 - 398. 1975.

3- TORRES,L.? MAIORINO,J.R.; GOMES,I.C. - Distribuição de Tempera tura devida â Geração de Calor em Blindagem de Reatores Nuclea res - RJ - IME - 1985.

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