Carga Horária: 30

Créditos: 2

Obrigatória: Eletiva

Objetivo: Preparar o aluno para simular reatores nucleares em códigos de neutrônica, tendo domínio dos principais parâmetros envolvidos na simulação. Temas: Interação dos nêutrons com a matéria; Efeito da temperatura nas interações; Reatores nucleares; Conceitos básicos da teoria do transporte; Teoria da difusão e métodos nodais; Fundamentos de transporte de partículas utilizando Monte Carlo; Bibliotecas de dados nucleares; Computação básica para acesso remoto, trabalho colaborativo e processamento paralelo; Moldagem e cálculo do fator de multiplicação efetivo utilizando Monte Carlo; Experimento do excesso de reatividade e margem de desligamento; Considerações estatísticas e V&V; Queima ou depleção; Exemplos de aplicações em projetos do CDTN.

Computação Scopatz, Anthony, and Kathryn D. Huff. Effective computation in physics: Field guide to research with python. " O'Reilly Media, Inc.", 2015 Física de reatores Leppänen, Jaakko. Development of a new Monte Carlo reactor physics code. VTT Technical Research Centre of Finland, 2007. Ragheb, M. "POINT REACTOR KINETICS." (2006): 1-34 Introdução ao transporte utilizando Monte Carlo Forrest Brown, “Fundamentals of Monte Carlo Particle Transport”, LA-UR-05- 4983, (2005). R. Brewer, Editor, "Criticality Calculations with MCNP5: A Primer", LA-UR-09- 00380 (2009) Queima M.L. Fensin, J.S. Hendricks, G.W. McKinney, "Monte Carlo Burnup Interactive Tutorial:, ANS 2009 Student Meeting, Gainesville, FL, LA-YR-09-02051 (2009). H.R. Trellue, M.L. Fensin, J.D. Galloway, "Production and Depletion Calculations Using MCNP", LAUR-12-25804 (2012). Composição material R.J. McConn, C.J. Gesh, R.T. Pagh, R.A. Rucker, R.G. Williams , "Compendium of Material Composition Data for Radiation Transport Modeling", Revision 1, PNNL-15870 Rev. 1 (2011). Manuais GOORLEY, TIM. Monte Carlo N Particle Transport Code System Including MCNP6. 1, MCNP51.60, MCNPX-2.7. 0 and Data Libraries. No. MCNP6. 1/MCNP5/MCNPX-EXE; 004380MLTPL00. Oak Ridge National Laboratory (ORNL), Oak Ridge, TN (United States), 2013. B.T. Rearden M.A. Jessee, Editors. SCALE Code System. ORNL/TM-2005/39 Version 6.2.3 (2018). Leppänen, Jaakko. "Serpent–a continuous-energy Monte Carlo reactor physics burnup calculation code." VTT Technical Research Centre of Finland 4 (2013).