ANÁLISE DE SISTEMA DE DETECÇÃO DE ANTINEUTRINOS DE REATORES NUCLEARES

1. ANÁLISE DE SISTEMA DE DETECÇÃO DE ANTINEUTRINOS DE REATORES NUCLEARES Aluno: Marcelo Jorge Nascimento Souza Orientadores: Ronaldo Glicério Cabral – Ph.D. João Carlos Costa dos Anjos – D.C.

2. SUMÁRIO • INTRODUÇÃO • PRINCÍPIOS FÍSICOS DA DETECÇÃO DE ANTINEUTRINOS • MODELO TEÓRICO DO REATOR A DOIS GRUPOS DE ENERGIA • DEPLEÇÃO DE URÂNIO: 238U E 235U • DESENVOLVIMENTO DO PROGRAMA DETECTION 6. RESULTADOS 7. CONCLUSÕES E SUGESTÕES

3. 1. INTRODUÇÃO “Espião Atômico” Brasileiro – Detector de Antineutrinos Não proliferação nuclear - Rovno (Rússia) - San Onofre (EUA) - Double Chooz (França)

4. 2. PRINCÍPIOS FÍSICOS DA DETECÇÃO DE ANTINEUTRINOS Taxa de interação de antineutrino com próton por unidade de volume: Taxa total de interações no volume detector: Onde

5. 2. PRINCÍPIOS FÍSICOS DA DETECÇÃO DE ANTINEUTRINOS Fator geométrico Como calcular α25,α28, α41 e α49? Com a condição: Tem-se: Onde

6. 3. MODELO TEÓRICO DO REATOR A DOIS GRUPOS DE ENERGIA 3.1 – Definição do reator nuclear • Reator PWR esférico ‘pelado’ de raio R • Massa de urânio e água • Enriquecimento de 235U • Potência térmica

7. 3. MODELO TEÓRICO DO REATOR A DOIS GRUPOS DE ENERGIA 3.2 - Equações de Balanço de Nêutrons a dois grupos de energia Onde

8. 3. MODELO TEÓRICO DO REATOR A DOIS GRUPOS DE ENERGIA Condições de contorno: Onde

9. 3. MODELO TEÓRICO DO REATOR A DOIS GRUPOS DE ENERGIA Cálculo das taxas de fissão de cada isótopo envolvido no processo Somando as contribuições de cada elemento. Tem-se:

10. 3. MODELO TEÓRICO DO REATOR A DOIS GRUPOS DE ENERGIA Logo, defini-se:

11. _ _ _ _ _ _ β β β β β β 4. DEPLEÇÃO DE URÂNIO: 238U e 235U 4.1- Ciclo Térmico do 238U irradiado fissão (n,γ) (n,γ) 238U 239U 240U 23min 14h (n,γ) 239Np 240Np 7min 1h 56 h fissão fissão (n,γ) (n,γ) (n,γ) (n,γ) 239Pu 240Pu 241Pu 243Pu 242Pu 13,2a 4,98h 241Am 243Am

12. 4. DEPLEÇÃO DE URÂNIO: 238U e 235U 4.2 – Equações de Depleção a dois grupos de energia

13. 4. DEPLEÇÃO DE URÂNIO: 238U e 235U Onde

14. 5. DESENVOLVIMENTO DO PROGRAMA DETECTION INÍCIO Dados de entrada Sub-rotina Core n025, n028, n0ag, R Sub-rotina Reator <Φ1>, <Φ2>, αjk, keff Sub-rotina Deple n25,n28, n29, n39, n40, n41, n42,n49 FIM

15. 6. RESULTADOS Caso 1: PWR (W) Massa de Urânio= 90.200kg Enriquecimento= 2,4% Potência= 3411MWt Volume ativo do núcleo=32.800 litros Raio = 198,56cm

16. 6. RESULTADOS Caso 1: PWR (W) Massa de Urânio= 90.200kg Enriquecimento= 2,4% Potência= 3411MWt Volume ativo do núcleo=32.800 litros Raio = 198,56cm

17. 6. RESULTADOS Caso 2: PWR (W&B) Massa de Urânio= 94.900kg Enriquecimento= 2,91% Potência= 3600MWt Volume ativo do núcleo= 37.600 litros Raio= 207,81cm

18. 6. RESULTADOS Caso 2: PWR (W&B) Massa de Urânio= 94.900kg Enriquecimento= 2,91% Potência= 3600MWt Volume ativo do núcleo= 37.600 litros Raio= 207,81cm

19. 6. RESULTADOS Caso 3: PWR (CE) Massa de Urânio= 103.000kg Enriquecimento= 2,4% Potência= 3800MWt Volume ativo do núcleo= 40.000 litros Raio= 212,14 cm

20. 6. RESULTADOS Caso 3: PWR (CE) Massa de Urânio= 103.000kg Enriquecimento= 2,4% Potência= 3800MWt Volume ativo do núcleo= 40.000 litros Raio= 212,14 cm

21. 7. CONCLUSÕES E SUGESTÕES 7.1. Conclusões • A concepção e metodologia apresentaram resultados satisfatórios; • Os coeficientes de fissão dependem do tempo; • Os números de núcleos por unidade de volume dos isótopos de Urânio e Plutônio apresentam, ao longo do tempo, o comportamento esperado teoricamente; • Há contribuição desprezível de α: 239U, 239Np, 240Pu e 242Pu • Quanto menor o intervalo de tempo considerado nas medidas mais precisas elas serão.

22. 7. CONCLUSÕES E SUGESTÕES 7.2. Sugestões • Reator térmico PWR com as mesmas características geométricas desta dissertação, considerando três e quatro grupos de energia; • Reator térmico PHWR e BWR com as mesmas características geométricas desta dissertação, considerando dois, três e quatro grupos de energia; • Obter-se outras constantes de grupo a partir de outros códigos nucleares:HAMMER, WIMSD4 e SCALE 5; • Considerar nas equações do reator um termo que contenha informações sobre os materiais estruturais do núcleo do reator.

23. F I M