Palioff Nosal, Franco (2012) Diseño conceptual de reactores nucleares criogénicos. / Conceptual design of cryogenic nuclear reactors. Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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Resumen en español
Las fuentes de neutrones fríos permiten obtener neutrones con longitudes de onda mayores a los 2.9 Ǻ. Estos se utilizan en la actualidad principalmente para el estudio de la materia condensada, tanto relacionado a las estructuras como a la dinámica de materiales sólidos y líquidos. Como fuente de neutrones fríos se utiliza habitualmente una fuente de neutrones térmicos o rápidos (generalmente, el blanco de un acelerador o el moderador de un reactor nuclear térmico) que luego son moderados en una o varias etapas en un material a baja temperatura, generalmente hidrógeno líquido o deuterio líquido. Con el objetivo de analizar una posible alternativa a las fuentes convencionales, se analiza en este trabajo el desempeño de celdas térmicas de combustible físil a bajas temperaturas en la producción de neutrones. Existen tres efectos importantes desde el punto de vista de la física de reactores en núcleos con celdas frías: se reduce el ensanchamiento de las resonancias de absorción y fisión en el combustible, por reducción del efecto Doppler, aumenta la sección eficaz térmica de todos los materiales por corrimiento del espectro a bajas energías, y la densidad protónica de moderadores líquidos a baja temperatura es pequeña comparada a moderadores disponibles a temperatura ambiente. Para estudiar estas celdas se incorporaron bibliotecas de materiales criogénicos al código de monte carlo SERPENT para optimizar los parámetros principales (relación moderador/combustible, radio/espesor de combustible, separación o pitch ).Luego se evalúa el desempeño de éstas celdas, simulando núcleos reflejados con moderadores criogénicos.
Resumen en inglés
Cold neutron sources allow to obtain neutrons with wavelengths greater than 2.9 AA. These are currently used mainly for the study of condensed matter, both related to the structures and the dynamics of solids and liquids. Commonly used cold neutron sources consist in a source of thermal or fast neutrons (typically the target of an accelerator or the moderator in a thermal reactor) which are then re-moderated in one or more stages in a material which is maintained at low temperature, generally liquid hydrogen or liquid deuterium. In order to analyze a possible alternative to conventional sources, this paper analyzes the performance of ssile fuel cell at low temperatures in the production of neutrons. There are three major effects from the point of view of reactor physics in cold cells: reduces the widening of the resonance absorption and ssion in the fuel by reduction of the Doppler effect, increases the thermal cross section of all materials by shifting the spectrum to lower energies, and the proton density of liquid moderators at low temperature is small compared to moderators available at room temperature. To study these cells cross section libraries for cryogenic materials were incorporated to the Monte Carlo SERPENT code to optimize the main parameters (moderator / fuel ratio, radius / thickness of fuel, and fuel separation or emph pitch). Then, the performance of these cores is evaluated, using cryogenic moderators as reflectors.
| Tipo de objeto: | Tesis (Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Cold neutrons; Neutrones fríos; Neutron sources; Fuentes de neutrones; Cryogenic moderators; Moderadores criogénicos; Cold spectrum; Espectro de frío; |
| Referencias: | [1] Bazzana, S., Damian, J. M. IEU-COMP-THERM-014 - RA-6 Reactor: Water Reflected, Water Moderated U(19.77)3Si2-Al Fuel Plates. Inf. tec., 2010. iv, vi, 16,17 [2] Glasstone, S., Bell, G. Nuclear Reactor Theory. Van Nostrand Reinhold, 1970. 4,12 [3] Cantargi, F. Propiedades neutronicas de hidrocarburos aromaticos como moderadores criogenicos. Tesis Doctoral, Universidad Nacional de Cuyo, 2007. 5, 8 [4] Torres, L. Diseño de una fuente fría de neutrones para el acelerador lineal de CAB (Centro Atomico Bariloche-Argentina). Tesis Doctoral, Universidad Nacional de Cuyo, 2006. 5 [5] Sanchez, R., Hayes, D., Hutchinson, J., Grove, T., Myers, W. Fission with Cold Neutrons. Transactions ANS, 86, 116, 2002. 5 [6] X-5 Monte Carlo Team. MCNP - A General N-Particle Transport Code, Version 5 - Volume I: Overview and Theory . Inf. tec., Los Alamos National Laboratory, 2003. 6, 7 [7] Leppänen, J. `PSG2/Serpent, a Continuous-energy Monte Carlo reactor physics burnup calculation code. VTT Technical Research Centre of Finland, 2009. 6, 33 [8] MacFarlane, R., Muir, D. NJOY99.0 - Code system for producing pointwise and multigroup neutron and photon cross sections from ENDF/B data. Los Alamos National Laboratory, PSR-480, 2000. 7 [9] Leppänen, J. Development of a New Monte Carlo Reactor Physics Code. VTT Technical Research Centre of Finland, 2007. 33 |
| Materias: | Ingeniería nuclear > Ingeniería de reactores Ingeniería nuclear > Componentes y consideraciones de diseño de reactores Ingeniería nuclear > Control y funcionamiento de reactores |
| Divisiones: | Energía nuclear > Ingeniería nuclear > Física de neutrones |
| Código ID: | 345 |
| Depositado Por: | Marisa G. Velazco Aldao |
| Depositado En: | 08 Aug 2012 09:54 |
| Última Modificación: | 08 Aug 2012 09:54 |
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