F ASE 1: K RITISKE SITUASJONER OG STRIDSTEMAER

O Monteburns consiste em um script escrito em Perl que interage com a parte principal do código escrita em FORTRAN77, com propósito de acoplar o código de Monte Carlo para tranporte de partículas MCNP ao código de queima e decaimento radioativo ORIGEN2 ou ao código CINDER90. Neste trabalho o Monteburns foi utilizado para acoplar os códigos MCNP5 e ORIGEN 2.1. O Monteburns produz resultados de criticalidade do sistema e de variação isotópica a partir de dados de geometria, de materiais e dados operacionais fornecidos pelo usuário. O nome Monteburns vem de Monte Carlo burnup tool. (POSTON; TRELLUE, 1999).

A interação entre o MCNP e o ORIGEN2 através do Monteburns se dá pelo fornecimento pelo MCNP das seções de choque microscópicas de um grupo e fluxos para a queima feita pelo ORIGEN2. Após a execução do MCNP e do ORIGEN2 os resultados para cada intervalo de queima escritos em arquivos de saída e a composição isotópica obtida a partir do ORIGEN2 é usada para gerar uma nova entrada que será usada pelo MCNP no próximo intervalo de queima. Essa entrada contém a composição ajustada e a densidade de cada material analisado. (POSTON; TRELLUE, 1999).

O Monteburns executa uma ou mais vezes o MCNP e o ORIGEN2 para cada intervalo especificado pelo usuário. O usuário também pode especificar uma ou mais realimentações do sistema. Os resultados obtidos a partir do Monteburns serão mais precisos se cada intervalo de queima for dividido em períodos menores, pois a composição dos materiais e o fluxo de nêutrons no sistema pode mudar significativamente com o passar do tempo. O usuário pode especificar que o tempo de queima seja dividido em intervalos menores de forma a atualizar constantemente os resultados gerados pelo MCNP para uso no ORIGEN e vice-versa, dessa forma os valores de fluxo e composição simulados serão mais precisos do que se poucos intervalos fossem utilizados. (POSTON; TRELLUE, 1999). Para aumentar a precisão do cálculo de queima, o Monteburns adota um procedi- mento (predictor step) para assegurar que sejam utilizadas seções de choque representativas do sistema. Para isso, esse preditor é executado na metade do intervalo de queima e as seções de choque microscópicas correspondentes ao ponto central do intervalo de queima são calculadas pelo MCNP. Esse procedimento é baseado na premissa de que a composição isotópica na metade do intervalo de queima é uma aproximação razoável para a composição durante todo o intervalo, sendo que o fator mais importante é que o espectro de energia

dos nêutrons nesse ponto central do intervalo seja representativo do intervalo inteiro.

(POSTON; TRELLUE, 1999).

A Figura 12 mostra esquematicamente como o Monteburns realiza a interação entre o MCNP e o ORIGEN. Vale ressaltar que o procedimento de preditor utilizado pelo Monteburns também é utilizado no MCNPX (FENSIN, 2008).

Figura 12 – Interações do Monteburns com o MCNP e ORIGEN2.

Fonte:(POSTON; TRELLUE, 1999)(Traduzida).

O código MCNP é amplamente utilizado para cálculos de transporte de nêutrons, fótons e elétrons. A principal característica desse código é a possibilidade de determinação do comportamento das partículas considerando a geometria e a composição do material. Entretanto, ele não pode determinar os efeitos da queima nos materiais do sistema. Já o código ORIGEN2 analisa a queima e o decaimento dos isótopos no sistema ao longo do tempo. A limitação do ORIGEN2 é que ele não leva em conta a geometria do sistema. A geometria, juntamente com a composição dos materiais, influencia o espectro de energia dos nêutrons, fazendo com que as seções de choque variem nas regiões do sistema simulado.

Essa influência da geometria e dos materiais é levada em conta pelo MCNP. Assim, é desejável o acoplamento do MCNP ao ORIGEN2 para permitir cálculos precisos da queima em sistemas nucleares. O Monteburns foi escrito para executar essa função. (TRELLUE;

D.POSTON,2000).

O Monteburns foi desenvolvido para uso no projeto ATW do Los Alamos National

Laboratory para ser usado em simulações de geometrias tridimensionais (3D) de sistemas

que não sejam reatores convencionais (como os outros códigos exigem). Os cálculos de queima feitos pelo Monteburns são automatizados e também podem ser feitos para reatores convencionais. (TRELLUE; D.POSTON,2000).

Como dito na seção anterior, o MCNPX realiza a queima de combustível apenas quando se utiliza o cartão kcode, ou seja, a capacidade de queima é direcionada a reatores convencionais. Já o código Monteburns permite a queima quando se utiliza apenas o cartão sdef, o que possibilita sua utilização na simulação de sistemas híbridos como os ADS e os sistemas híbridos fusão-fissão. Desse modo, ele permite a simulação da queima em reatores convencionais usando o modo criticalidade (kcode) e também permite a simulação da queima em sistemas híbridos utilizando o modo fonte externa (sdef).

Para normalizar o fluxo de acordo com a potência especificada pelo usuário, vários cálculos são realizados. Primeiro calcula-se a energia recuperável por fissão para cada material analisado. Depois é feita a normalização do fluxo para cada região do sistema de acordo com a potência total. O modo como é feita essa normalização é diferente quando o MCNP é executado em modo criticalidade (kcode) de quando o MCNP é executado em modo fonte externa (sdef). O fator de normalização utilizado, de acordo com Trellue e

D.Poston(2000), é dado por:

C = P ×10

6_{W/M W}

(1, 602 × 10−13J/M eV) × N × Q (3.2)

em que:

P = Potência (MW) definida pelo usuário;

N = kef f

ν , para problemas do tipo kcode, ou

N = peso dos nêutrons perdidos por fissão/ peso dos nêutrons da fonte, para problemas do tipo sdef;

Q= energia média recuperável por fissão (MeV)

em que se considera a multiplicação no sistema devido principalmente a fissões e o fluxo da fonte externa. Nesse caso, de acordo com Poston e Trellue (1999), o k é dado por:

k = f mult −1

f mult −1/ν (3.3)

em que:

f mult= multiplicação no sistema;

ν = peso dos nêutrons gerados devido a fissões/peso dos nêutrons perdidos por fis- são

O Monteburns gera resultados de k durante a queima, que levam em conta a multiplicação no sistema (devido às reações de fissão no combustível e ao fluxo da fonte externa). Já o MCNPX gera resultados de kef f durante a queima que representam apenas as reações de fissão no combustível.

Para executar o Monteburns o usuário deverá criar 2 arquivos de entrada: o arquivo de entrada para o MCNP e um arquivo de entrada geral para o Monteburns (que deverá ter o mesmo nome do arquivo de entrada para o MCNP, mas com a extensão .inp). Para muitos cenários de queima, o usuário também deverá criar um arquivo de entrada para realimentação do sistema (com a extensão .feed), esse arquivo deverá conter instruções detalhadas para cada intervalo de queima (os intervalos de queima, a potência e os dados de inserção ou remoção de materiais). O arquivo de entrada para realimentação não é necessário quando se queima em potência constante e sem nenhum tipo de inserção ou remoção de material. O Monteburns também utiliza um arquivo de entrada (MBXS.INP) que contém a lista com os identificadores de seções de choque do MCNP para os isótopos produzidos durante a queima e que não foram inicialmente especificados pelo usuário. Esse arquivo (MBXS.INP) é incluído no pacote do código-fonte do Monteburns e pode ser modificado se necessário. (POSTON; TRELLUE, 1999).

3.3 Análise da produção de nêutrons em alvos de spallation utili-