MteMério da Aaranéutica
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-ANTUN2?.. UMA NOVA VEliSÃO DA INTERFACE Jkj^QJN. ESTENDIDA
AO PROGRAMA UNICIN
Alexandre D. Caldeira
e
Maurício Antoniaz/i P. Rosa
RELATÓRIO INTERNO IEAv -006 /90 (Nov /90)
RELATÓRIO INTERNO IEAv-RI- 006/DO
22 Nuv (»0
RESUMO
É apmsrntiidn umn nova interface entre o modulo DTFR, do sistcm.i NJOY, «• ON pro-Ri-auias UNIMUG, UNISENS v UNICIN.
ABSTRACT
A new intnfíHV h.-twccn tin- D T F R m o d u l e of t h e N J O Y s y s t r i n . ;m<l (lie l.'NIMIJCi, UNISENS ;m<l UNICIN coinpHtcr i)iograms is p r r s c n t c d .
1. INTRODUÇÃO
O programa ANTUN2 é uma nova versa» do programa ANTUN / ' / que foi desenvolvido exclusivamente para reformatar a saída do módulo DTFR. do sistema N.IOY j'l{. para os programas UNIMUG / 3 , 4/ e UNISENS / 5 / . Esta nova interface, além de apresentar melho-rias na parte computacional, também tem capacidade tie preparar bibliotecas de constantes de grupo para o programa UNICIN /G/.
2. CARACTERÍSTICAS DO PROGRAMA ANTUN2
O programa ANTUN2 foi desenvolvido em FORTRAN-V, para o computador CDC CYBER 170/750, e possui alocação dinâmica e dimensionamento variável.
Na biblioteca a ser convertida, saída do módulo DTFR, as constantes de grupo devem obedecer as posições indicadas na Tabela 1, sendo que para o programa UNICIN a vj;rinvel NSPOS deve ser igual a zero. Para a geração das G constantes multigrupo obrigatórias, são apresentadas na Tabela 2 as combinações das variáveis de entrada MFD e MTD de GROUPR / 2 / , que especificam a geração de vetores ou matrizes e reações, respectivamente.
Tabela 1: Posição das constantes de grupo na saída do módulo DTFR Posição Constante de Grupo
1 1
/ Constantes de grupo opcionais
NSPOS J
NSPOS+1 l/v - inverso «Ia velocidade NSPOS+2 Xp - espectro de neutrons prontos NSPOS+3 Xd ' espectro de neutrons atrasados
NSPOS-M fi - cosseno médio «Io ângulo «le espalhauu-nto NSPOS+5 Oc - seção de choque microscópica de captura
NSPOS+fi aj - seção de cliocjue microscópica de fissão NSPOS+7 aa - seção de choque microscópica de absorção
NSPOS+8 vaf - n° médio de neutrons liberados por lissão x seção ile choque microscópica de fissão NSPOS+!) (IPTOTI,) (Tt - seção de choque microscópica total
NSPOS+10 (Jnt^.l - seção de choque microscópica de
espalhauiento no grupo (/
NSPOS+11
NSPOS+NG+9
)
seções de choque microscópicas de cspalhameiito para o grupo <J dos grupos de maiores energias
Tabela 2: Combinações de MFD e MTD para a geração das const antes tie gni|M> obrigatórias Constante de Grupo aí ac V-l / v Xá XP MFD 3 3 3 3 5 5 MTD IS 1U2 251 259 455 45G
Para a composição da biblioteca de saída, o programa ANTUN2:
- considera a energia média liberada por fissão (RKAPA) apenas função do material m;
- considera, de acordo com a variável de entrada IDEB, para cada material m. os valores multigrupo da fração total de neutrons atrasados dependentes ou não do grupo de energia. Neste último caso, um único valor da fração total de neutrons atrasados é lido c válido para todos os grupos de energia:
- calcula a seção de choque microscópica de transporte para cada grujM», oir ,
uti-lizando a equação
NG
sendo oXi_§ a seção de choque microscópica de espalhamento isotrópico: <•
- determina internamente o indicador de fissão (MFIS).
No Apêndice A é mostrado um exemplo de dados de entrada para o sistema N.JOY. utilizado na geração de dados multigrupo para o material U-235 da ENDF/B-IV /"/. No Apêndice B é apresentado uma descrição do arquivo de entrada (arquivo 5) para o programa ANTUN2 e um exemplo deste arquivo, aplicado ao programa UNICIN, para o caso do Apêndice A.
3. COMENTÁRIO FINAL
Recomenda-se a utilização desta nova interface para a geração de bibliotecas '.'<• constantes de grupo para os programas UNIMUG, UNISENS e UNICIN. a partir do módulo DTFR, por esta apresentar uma maior flexibilidade para o usuário. O programa ANTUN2 encontra-se disponível na conta IEAENDN.
4. AGRADECIMENTOS
Os autores agradecem os esclarecimentos de Aírton Prati e Luiz Henrique Claro no que concerne aos programas UNICIN e UNISENS.
5. REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] L. N. Frutuoso Guimarães, Antonio A. Borges e Alexandre D. Caldeira, "ANTUN: Uma Interface entre o Modulo DTFRe os Programas UNIMUG e UNISENS", IEAv/RI-006/89, 1989.
(2] R. E. MacFarlane, D. W. Muirand R. M. Boicourt, "The NJOY Nuclear Data Processing System, Vol. I: User's Manual", LA-9303-M, ENDF-324, 19S2.
[3] R. Kesavan Nair, "UNIMUG - Um Programa para Solução das Equações de Difusão em Multigrupos em Sistemas Unidimensionais", EAV/NT-003/80, 1980.
[4] Heloísa G. Alcântara e Maurício Antoniazzi P. Rosa, "Alterações no Código UNIMUG (Adendo à Nota Técnica EAV/NT-003/80)", IEAv/RI-001/83, 1983.
[5] Artur Menezes, L. Henrique Claro e Maurício Antoniazzi P. Rosa, "UNISENS: Um Sis-tema para Análise de Sensitividade de Parâmetros Integrais com Teoria da Difusão", IEAv/NT-009/84, 1984.
(6) Maurício Antoniazzi P. Rosa, Heloísa G. de Alcântara, R. P. Kesavan Nair, "UNICIN: Um Programa Unidimensional de Cinética de Reatores", lEAv/NT 024/84, 1984.
[7] D. Garber et ai, "ENDF-102, Data Formats and Procedures for the Evaluated Nu-clear Data File, ENDF", BNL-NCS-50496 (ENDF-102), Brooklmwn National Labora-tory, 1975.
APÊNDICE A
Dados de entrada para o sistema NJOY
Especificações:
- material: U-235;
- estrutura de grupos: estrutura interna ANL-27; - função de ponderação: l / E ; - diluição: infinita; - temperaturas: 300 K e 600 K; e - NSPOS=0 0 4/ *RECONR* 20 21
•U-235 ENDF/B-1V GENERAL PURPOSE*/ 1261 0 0 0.005 0. 6 0.1 5.0E-07 0/ *BROADR* 21 22 1261 2 0 0 0 . 0.005 1.0E+06 300. 600. 0 *UNRESR* 20 22 23 1261 2 1 1 300. 600. 1.0E+10 0/ *GROUPR* 20 23 0 24 1261 4 0 3 0 2 11 • U-235*/ 300. 600. 1.0E+10 3 1 *TOTAL*/ 3 2 •ELASTIC*/ 3 18 •FISSION*/ 3 102 *CAPTURE*/ 3 251 *MUBAR*/ 3 259 *1/V*/ 3 452 *NU*/ 3 455 •NUDKI.*/ 3 456 •NUIMU)*/ 5 452 *CHI*/ 5 455 •DELAYED CHI*/ 5 456 «PROMPT CHI*/ 6 2 *ELASTIC*/ 616 *N2N*/ 6 17 *N3N*/ 6 19 *1ST. CHANCE FISSION*/ 6 20 *2ND. CHANCE FISSION*/ 6 21 *dRÜ. CHANCE FISSION*/ 6 51 «DISCRETE INELASTIC*/ 6 -66 ^CONTINUED*/
6 91 *CONT1NUUM INELASTIC*/ 0/ 3 1 *TOTAL*/ 3 2 «ELASTIC*/ 3 18 «FISSION*/ 3 102 *CAPTURE*/ 3 251 *MUBAR*/ 3 259 *1/V*/ 3 452 *NU*/ 3 455 *NUDEL*/ 3 456 «NUPRO*/ 5 452 *CHI*/ 5 455 «DELAYED CHI*/ 5 456 *PROMPT CHI*/ 6 2 «ELASTIC*/ 6 16 *N2N*/ 6 17 *N3N*/ 6 19 *1ST. CHANCE FISSION*/ 6 20 *2ND. CHANCE FISSION*/ 6 21 «3RD. CHANCE FISSION*/ 6 51 «DISCRETE INELASTIC*/ 6 -66 *CONTINUED*/ 6 91 «CONTINUUM INELASTIC*/ 0/ 0/ *DTFR* 24 25 0 1 0 0 1 27 9 10 36 6 0 •1/V* •CHIP* •CHID* •MUBAR* *CAPT* •FISS* 1 259 1 2 470 1 3 471 1 4 251 1 5 102 1 6 18 1 0/ •U-235* 1261 1 300. • U-235* 1261 1 600. 0/ •STOP+
APÊNDICE B
B.l - Descrição dos dados de entrada (arquivo 5)
Cartão 1: IGNA, IDEB (formato livre)
IGNA* número de grupos de neutrons atrasados
IDEB- indicador da dependência energética da fração de neu-trons atrasados
- 0 independente da energia - 1 dependente da energia Cartão 2: título da biblioteca
(formato 10A4)
Cartão 3: energias máximas ílos gru]x>s (NG valores) (formato livre)
Os cartões 4, 5 e 6 devem ser fornecidos para todos os isútopos. Cartão 4: ISN
(formato A8)
ISN - nome do isotopo
Cartão 5: RKAPA, (BETA(I), I=1,1+(NG-1)*IDEB) (formato livre)
RKAPA - energia média liberada por fissão pari* o isotopo (Mev/fissão)
BETA(I) - fração total de neutrons atrasados produzidos por fissão no grupo de energia I
Cartão 6: ((BETAL(I,J),J=1,IGNA),I=I,1+(NG-1)*IDEB), (CLMDA(J), J=1,IGNA)
(formato livre) (somente para o programa UNICIN quando o isótopo for físsil ou fissionávcl)
BETAL(I,J) - fração de neutrons atrasados do grupo .1 produzi-dos por fissão no grupo de energia I
CLMDA(J) - constante de decaimento dos precursores de neu-trons atrasados do grupo .] (seg~')
B.2 - Exemplo de dados de entrada
so
NJOY SYSTEM WITH l / E WEIGHTING FUNCTION
I.OOOOE+07 6.06S3E+06 3.6788E+06 2.2313E+06 1.3534E+06 8.2085E+05 4.9787E+05 3.0197E+05 1 8316E+05 1.1109E+05 6.7379E+04 4.0868E+04 2.47ME-MM 1 5034E+04 9.U88E+03 5.5308E+03 3.3S46E+03 2.0347E+03 1.2341E-H» 7.4852E+02 4.M00E+02 2.7S36E+02 1.6702E+02 1 0130E+02 6.1442E+01 3.7267E+01 2.2C03E+01
U235300K 200.0 0.0064 0.000213 0.001363 0.001203 0.002605 0.000819 0.000166 0.0127 0.0317 0.115 0.311 1.40 3.87 U235600K 200.0 0.0064 0.000213 0.001363 0.001203 0.002605 0.000819 0.000166 0.0127 0.0317 0.115 0.311 1.40 3.87
