Modelagem Neutrônica e Termohidráulica de um Reator Modular Rápido Refrigerado à Chumbo-Bismuto Eutético

• Ano de defesa: 2025
• Autor(a) principal: Gonçalves, Mateus Mariano
• Tipo de documento: Dissertação
• Tipo de acesso: Acesso aberto
• Idioma: por
• Instituição de defesa: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN)
• Palavras-chave em Português: Reatores Modulares Pequenos; Reatores Rápidos; Chumbo-Bismuto Eutético; Neutrônica; Termo-Hidráulica; Método Monte Carlo; Engenharia nuclear; Diretoria-Geral do Desenvolvimento Nuclear e Tecnologia da Marinha (DGDNTM)
• Link de acesso: https://repositorio.marinha.mil.br/handle/ripcmb/848021

Esta dissertação propõe uma modelagem multifísica (neutrônica e termohidráulica) de um reator modular pequeno (SMR) rápido refrigerado à liga de chumbo-bismuto eutético (LBE), denominado SPARK-NC e descrito originalmente no artigo de Hashim et al., “SPARK-NC: A Lead-Bismuth-Cooled Small Modular Fast Reactor with Natural Circulation and Load Following Capabilities” (2020), que é citado extensivamente ao longo deste trabalho. Tal artigo oferece não só uma miríade de dados geométricos, materiais e parâmetros operacionais que descrevem o núcleo, como também uma série de parâmetros e curvas de desempenho que permitem uma comparação entre o modelo proposto e o modelo original. Com o intuito de validar o modelo multifísico proposto, o trabalho visou reproduzir resultados de referência para comparação com o artigo original, como a evolução temporal do fator de multiplicação efetivo e a diferença de massa dos isótopos ²³⁵U, ²³⁸U e ²³⁹Pu devidos à depleção no decurso do ciclo de vida do reator, e os perfis axiais de temperatura na vareta combustível mais quente do núcleo e de potência relativa do núcleo no início do ciclo de vida do reator. Os códigos utilizados para a modelagem foram o OpenMC, que utiliza o método Monte Carlo para a simulação do transporte de partículas neutras e o FiPy, um solver de equações diferenciais parciais que emprega o método de volumes finitos. Além da vantagem óbvia de serem gratuitos, ambos são invocados como bibliotecas no ambiente Python, o que permite uma integração sem sobressaltos entre os módulos neutrônicos e termohidráulicos, principalmente quanto ao intercâmbio de dados. Para o acoplamento multifísico, implementou-se um mapeamento em que a distribuição de temperatura de uma vareta combustível representativa, obtida com o FiPy através da solução de uma equação de condução-convecção tendo como entrada o perfil axial de densidade de potência na vareta e a velocidade média do LBE, é estendida às demais varetas combustíveis com base em fatores de escala calculados a partir da razão entre a potência das demais varetas e a potência da vareta representativa. Tanto o perfil axial de potência como os fatores de escala supramencionados são obtidos através da metodologia proposta pelo autor e julgada inédita, que emprega tallies descritos por expansões funcionais contínuas e existentes em funções built-in do OpenMC. A simulação para o cálculo dos resultados de referência foi realizada por estágios intercalados de ajuste termohidráulico e depleção, onde a distribuição de temperatura em estado estacionário é encontrada para uma dada configuração isotópica do núcleo em uma dada etapa de depleção, com as simulações cobrindo um total de 8.4 anos de operação, que é a faixa temporal de evolução do no artigo original. Os resultados obtidos apresentaram um nível satisfatório de concordância com os dados de referência, não obstante as limitações relacionadas à ausência de informações completas sobre materiais, condições de contorno e diferenças entre os códigos utilizados, indicando que o modelo proposto é capaz de representar com razoável precisão o comportamento neutrônico e termohidráulico do núcleo do SPARK-NC.