Made available in DSpace on 2014-10-09T12:52:11Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:58:13Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste trabalho foram avaliados aventais de proteção e blindagens de ovário de cinco fabricantes segundo as normas NBR / IEC 61331-1 e NBR / IEC 61331-3 de 2004. Para a determinação da espessura equivalente de atenuação foram aplicadas três metodologias diferentes (interpolação linear, modelo de Archer e somatório de exponenciais), uma vez que a norma não indica como este valor deve ser obtido. Além disso, foram estimadas as incertezas associadas a cada método e a influência do número de medições na incerteza combinada. As características de confecção avaliadas foram: documento acompanhante, projeto, materiais, dimensões e marcação da etiqueta. Para esta avaliação foi elaborado um formulário que contemplava todas as exigências da NBR / IEC 61331-3. Os resultados mostraram uma grande diferença entre os valores de espessura equivalente de atenuação declarados e medidos. A comparação dos resultados das três metodologias aplicadas mostrou que há pouca variação entre os valores obtidos e entre as incertezas associadas nas diferentes metodologias. Foi possível observar também que o número de medições não contribui significativamente para o aumento da incerteza nas três metodologias. A metodologia que melhor se adequou à rotina do laboratório foi a metodologia da interpolação linear com cinco medições da taxa de kerma no ar. A discrepância entre os resultados apresentados neste trabalho e as exigências das normas estudadas mostra a necessidade de tornar compulsória a certificação dos dispositivos de proteção, contribuindo assim para o aumento da proteção radiológica do usuário. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:52:27Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:19Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tendo em vista a importância da calibração de instrumentos medidores de radiação e do conhecimento das principais características destes instrumentos, diversos tipos de câmaras de ionização foram intercomparados em termos de seus coeficientes de calibração e dependência energética, em feixes padrões de raios X, níveis radioterapia, radiodiagnóstico e radioproteção. Foi realizada uma intercomparação de activímetros utilizados em medicina nuclear, com três radionuclídeos: 67Ga, 201Tl e 99mTc. Todos os activímetros que participaram da intercomparação apresentaram resultados dentro dos limites recomendados pela norma CNEN-NE-3.05. Para completar o conjunto de qualidades de radiação do Laboratório de Calibração de Instrumentos do IPEN, foram estabelecidos feixes de radiação-X, nível radioproteção e radioterapia de energias baixas, seguindo recomendações internacionais. Três metodologias para a obtenção de coeficientes de calibração de câmaras de ionização não seladas em feixes de radiação-X foram estudadas e comparadas. Um conjunto de câmaras de ionização Victoreen, especialmente projetado para uso em intercomparações laboratoriais, foi submetido a testes de caracterização. O desempenho destas câmaras mostrou que elas podem ser utilizadas em feixes de radiação-X nível radioproteção de maneira segura, visto que nestes feixes estas câmaras apresentaram resultados em conformidade com recomendações internacionais. No entanto, seu uso em feixes de radioterapia e de radiodiagnóstico deve ser feito com algumas considerações, pois especialmente nos testes de dependência energética e de tempo de estabilização, estas câmaras não atenderam às respectivas recomendações internacionais. Este trabalho apresenta dados sobre o desempenho de diversos modelos de câmaras de ionização em diferentes feixes de radiação-X, fornecendo uma ferramenta para a escolha do instrumento mais adequado para a realização de medições em feixes de radiação ionizante / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:26:29Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:32Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta o desenvolvimento de um modelo numérico computacional e respectiva metodologia para estudo e projeto de células a combustível a membrana polimérica trocadora de prótons PEM. Para a validação dos resultados experimentais, descreveu-se uma seqüência de rotinas de programação, adequadas ao ajuste dos dados obtidos em laboratório. Com relação à implementação computacional criou-se uma estratégia inovadora de acoplamento com dois modelos tridimensionais, de forma a satisfazer as exigências do modelo completo de célula a combustível, comportando suas diversas geometrias e materiais, assim como os diversos processos físicoquímicos simulados. Com a finalidade de avaliação eficaz da analogia da célula real com o modelo numérico, foram realizados estudos numéricos, comparações com valores obtidos na literatura, caracterização de variáveis por meio de experimentos laboratoriais e estimativas com base em modelos já estudados na literatura. Para a parte experimental, um protótipo de célula a combustível unitária de 144 cm2 de área geométrica foi projetado, produzido e operado em bancada com a finalidade de validação do modelo numérico computacional proposto, apresentando resultados positivos. Os resultados das simulações para as geometrias 2D e 3D propostas são apresentados em forma de curvas de polarização, destacando o modelo de camada catalítica baseado na geometria de aglomerados. Estudos paramétricos e de sensibilidade são apresentados como ilustração da variação do desempenho da célula a combustível estudada. O modelo final é robusto e útil como ferramenta de projeto e otimização de células tipo PEM em uma ampla faixa de condições de operação. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:55:42Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:57Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho consiste no estudo das possibilidades de aplicações técnicas de Tomografia Computadorizada (TC) utilizando-se um equipamento desenvolvido no Centro de Tecnologia das Radiações (CTR), do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP). O equipamento é formado por uma fonte de radiação gama (60Co), um detector de cintilação de iodeto de sódio dopado com Tálio, NaI(Tl), um sistema mecânico para movimentação (rotação e translação) do objeto e o sistema computacional. Todo este sistema operacional foi elaborado e desenvolvido pela equipe de TC do CTR-IPEN-CNEN/SP e seus colaboradores usando recursos e tecnologia nacional. O primeiro teste de validação do equipamento foi feito com uma amostra cilíndrica de polipropileno (fantoma) com duas cavidades (orifícios) cilíndricas de 5x25 cm (diâmetro e comprimento). Nos testes, estes orifícios foram preenchidos com materiais de densidades diferentes (ar, óleo e metal) cujos coeficientes de atenuação são conhecidos. O objetivo deste teste foi avaliar a qualidade de resposta do equipamento. Neste trabalho apresenta-se o estudo comparativo entre o equipamento de tomografia computadorizada do CTR-IPEN-CNEN/SP que utilizou uma fonte de radiação gama (60Co) e outro equipamento disponibilizado pelo Departamento de Geociências da Universidade do Texas (CTUT), o qual utilizou nos testes uma fonte de raios X (450 kV e 3,2 mA). Como resultado, as imagens obtidas e o estudo da abrangente utilidade do equipamento aqui desenvolvido reforçaram a proposta de que o desenvolvimento da tomografia computadorizada industrial constitui um passo importante na pesquisa e desenvolvimento da tecnologia nacional. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:38:37Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:27Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06044.pdf: 6865948 bytes, checksum: a08cf9df31bad7efc0884ad8cc855442 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:49:06Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:38Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09670.pdf: 10232628 bytes, checksum: 1590f43108c1cbc7b2065202eea72fa8 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:51:37Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:11Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / No presente trabalho serão apresentadas as diretrizes e os testes necessários para a implantação de um programa de controle de qualidade para o Eclipse 7.3.10 da Varian no Hospital das Clínicas da Faculdade de Medicina da USP, de acordo com a mais recente publicação da AIEA o TRS 430. Os testes recomendados pelo TRS 430 são basicamente divididos em testes de aceitação, comissionamento (testes dosimétricos e não dosimétricos), e testes rotineiros. O documento da AIEA está sendo implementado para o Eclipse no HC para os feixes de fótons de dois aceleradores lineares da Varian, Clinac 600C e Clinac 2100C. Os testes de aceitação verificaram parâmetros de \"hardware\"; integração do sistema \"network\"; transferência de dados, e \"softwares\". Os resultados obtidos mostraram boa concordância com as especificações do fabricante. Para os testes dosimétricos de comissionamento, foram realizadas medidas de dose absoluta para diversos arranjos experimentais. Esses valores foram comparados com os valores de dose gerados pelo SPTC. A grande maioria dos testes apresentou cerca de 90% a 80% dos pontos comparados, dentro dos níveis de tolerância, ou seja, uma boa concordância entre os valores experimentais e os valores gerados pelo SPTC. Somente arranjos de campos assimétricos apresentaram discordâncias grosseiras, mostrando a necessidade de uma investigação mais apurada para esses casos. Os testes de comissionamento não dosimétricos também apresentaram resultados excelentes, com praticamente todas as ferramentas e desempenho geral do sistema de acordo com as recomendações estipuladas no TRS 430. Foram aplicados também critérios de aceitabilidade para a comparação entre os valores de UMs gerados pelo sistema e os valores de UMs calculados manualmente. Os feixes no Eclipse foram caracterizados com dados transferidos do CadPlan e com dados provenientes do recomissionamento dos aceleradores, assim sendo, para esses testes encontrou- se uma diferença de até 3% para campos conformacionados para os dados de feixe provenientes do recomissionamento dos aceleradores, e de até 4% para os dados de feixe transferidos do CadPlan, sendo que o nível de tolerância estabelecido pelo TRS 430 para o arranjo era de 3%. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:17Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:39Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste estudo a concentração de Br, Ca, Cl, Fe, I, K, Mg, Na, S e Zn foi investigada em sangue de atletas brasileiros (corredores de longa distância), utilizando a técnica de Análise por Ativação Neutrônica (AAN). As amostras de sangue foram coletadas de atletas amadores (AA) do gênero masculino e de atletas de elite (AE) de ambos os gêneros, na faixa etária de 18 a 36 anos. As amostras de sangue foram coletadas no LABEX/UNICAMP e irradiadas no reator nuclear IEA-R1 do IPEN (São Paulo, Brasil). Os intervalos estabelecidos na condição de repouso para os grupos de atletas investigados (AA e AE) foram comparados com o grupo controle (GC), indivíduos do mesmo gênero e idade mas não envolvidos com atividades físicas, e mostram diferenças significativas para Ca (51 - 439 mgL-1 para GC, 162 - 410 mgL-1para AA e 64 - 152 mgL-1para AE) e Br (7,4 - 30,6 mgL-1 para GC, 4,0 - 9,6 mgL-1para AA e 1,9 - 3,5 mgL-1para AE) sugerindo que existe uma forte dependência desses limites em função do treino físico adotado. Neste estudo foi realizada também uma investigação sistemática para AA antes, durante e após o programa de exercício. Esses dados podem ser utilizados para a elaboração de uma dieta balanceada, para avaliar o desempenho dos atletas durante o período de treino, bem como contribuir para a proposição de novos protocolos de avaliação clínica ainda não descritos na literatura. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

The flow distribution in the primary circuit of the pressurized water reactor was studied with experiments and Computational Fluid Dynamics (CFD) simulations. The main focus was on the flow field and mixing in the downcomer of the pressure vessel: how the different factors like the orientation of operating loops, the total loop flow rate and the asymmetry of the loop flow rates affect the outcome. In addition to the flow field studies the overall applicability of CFD methods for primary circuit thermal-hydraulic analysis was evaluated based on the CFD simulations of the mixing experiments of the ROCOM (Rossendorf Coolant Mixing Model) test facility and the mixing experiments of the Paks NPP. The experimental part of the work in work package 3 included series of steady state mixing experiments with the ROCOM test facility and the publication of results of Paks VVER-440 NPP thermal mixing experiments. The ROCOM test facility models a 4-loop KONVOI type reactor. In the steady-state mixing experiments the velocity field in the downcomer was measured using laser Doppler anemometry and the concentration of the tracer solution fed from one loop was measured at the downcomer and at the core inlet plane. The varied parameters were the number and orientation of the operating loops, the total flow rate and the (asymmetric) flow rate of individual loops. The Paks NPP thermal mixing experiments took place during commissioning tests of replaced steam generator safety valves in 1987-1989. It was assumed that in the reactor vessels of Paks VVER-440 NPP equipped with six loops the mixing of the coolant is not ideal. For the realistic determination of the active core inlet temperature field for the transients and accidents associated with different level temperature asymmetry a set of mixing factors were determined. Based on data from the online core monitoring system and a separate mathematical model the mixing factors for loop flows at the core inlet were determined. In the numerical simulation part of the work package 3 the detailed measurements of ROCOM tests were used for the validation of CFD methods for primary circuit studies. The selected steady state mixing experiments were simulated with CFD codes CFX-4, CFX-5 and FLUENT. The velocity field in the downcomer and the mixing of the scalar were compared between CFD simulations and experiments. The CFD simulations of full scale PWR included the simulation of Paks VVER-440 mixing experiment and the simulation of Loviisa VVER-440 downcomer flow field. In the simulations of Paks experiments the experimental and simulated concentration field at the core inlet were compared and conclusions made concerning the results overall and the VVER-440 specific geometry modelling aspects like how to model the perforated elliptic bottom plate and what is the effect of the cold leg bends to the flow field entering to the downcomer. With Loviisa simulations the qualitative comparison was made against the original commissioning experiments but the emphasis was on the CFD method validation and testing. The overall conclusion concerning the CFD modelling of the flow field and mixing in the PWR primary circuit could be that the current computation capacity and physical models also in commercial codes is beginning to be sufficient for simulations giving reliable and useful results for many real primary circuit applications. However the misuse of CFD methods is easy, and the general as well as the nuclear power specific modelling guidelines should be followed when the CFD simulations are made.

The goal of the work described in this report was the experimental investigation of the mixing of coolant with different quality (temperature, boron concentration) in nuclear reactors on the way from the cold leg through the downcomer and lower plenum to the core inlet in a systematic way. The obtained data were used for the clarification of the mixing mechanisms and form a data basis for the validation of computational fluid dynamics (CFD) codes. For these purposes, experiments on slug mixing have been performed at two test facilities, modelling different reactor types in scale 1:5, the Rossendorf and Vattenfall test facilities. The corresponding accident scenario is the start-up of first main coolant pump (MCP) after formation of a slug of lower borated water during the reflux-condenser mode phase of a small break loss of coolant accident (LOCA). The matrices for the experiments were elaborated on the basis of the key phenomena, being responsible for the coolant mixing during pump start-up. Slug mixing tests have also been performed at the VVER-1000 facility of EDO Gidropress to meet the specifics of this reactor type. The mixing of slugs of water of different quality is also very important for pre-stressed thermal shock (PTS) situations. In emergency core cooling (ECC) situations after a LOCA, cold ECC water is injected into the hot water in the cold leg and downcomer. Due to the large temperature differences, thermal shocks are induced at the reactor pressure vessel (RPV) wall. Temperature distributions near the wall and temperature gradients in time are important to be known for the assessment of thermal stresses. One of the important phenomena in connection with PTS is thermal stratification, a flow condition with a vertical temperature profile in a horizontal pipe. Due to the fluctuating character of the flow, this may cause thermal fatigue in the pipe. Besides of thermal fatigue, a single thermal shock can also be relevant for structural integrity, if it is large enough, especially in the case, that the brittle fracture temperature of the RPV material is reduced due to radiation embrittlement. Therefore, additional to the investigations of slug mixing during re-start of coolant circulation, the mixing of slugs or streams of water with higher density with the ambient fluid in the RPV was investigated. The aim of these investigations was to study the process of turbulent mixing under the influence of buoyancy forces caused by the temperature differences. Heat transfer to the wall and thermal conductivity in the wall material have not been considered. Experiments on density driven mixing were carried out at the Rossendorf and the Fortum PTS facilities.