Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior / Desenvolvemos nesta dissertação um método híbrido direto para o cálculo do fator de desvantagem e descrição da distribuição do fluxo de nêutrons em sistemas combustível-moderador. Na modelagem matemática, utilizamos a equação de transporte de Boltzmann independente do tempo, considerando espalhamento linearmente anisotrópico no modelo monoenergético e espalhamento isotrópico no modelo multigrupo, na formulação de ordenadas discretas (SN), em geometria unidimensional. Desenvolvemos nesta dissertação um método híbrido direto para o cálculo do fator de desvantagem e descrição da distribuição do fluxo de nêutrons em sistemas combustível-moderador. Na modelagem matemática, utilizamos a equação de transporte de Boltzmann independente do tempo, considerando espalhamento linearmente anisotrópico no modelo monoenergético e espalhamento isotrópico no modelo multigrupo, na formulação de ordenadas discretas (SN), em geometria unidimensional. Descrevemos uma análise espectral das equações de ordenadas discretas (SN)a um grupo e a dois grupos de energia, onde seguimos uma analogia com o método de Case. Utilizamos, neste método, quadraturas angulares diferentes no combustível (NC) e no moderador (NM), onde em geral assumimos que NC > NM . Condições de continuidade especiais que acoplam os fluxos angulares que emergem do combustível (moderador) e incidem no moderador (combustível), foram utilizadas com base na equivalência entre as equações SN e PN-1, o que caracteriza a propriedade híbrida do modelo proposto. Sendo um método híbrido direto, utilizamos as NC + NM equações lineares e algébricas constituídas pelas (NC + NM)/2 condições de contorno reflexivas e (NC + NM)/2 condições de continuidade para determinarmos as NC + NM constantes. Com essas constantes podemos calcular os valores dos fluxos angulares e dos fluxos escalares em qualquer ponto do domínio. Apresentamos resultados numéricos para ilustrar a eficiência e a precisão do método proposto. / In this masters dissertation we describe a hybrid direct method for calculating the disadvantage factor and the neutron flux distribution in fuel-moderator lattices. For the mathematical model, we used the discrete ordinates (SN) transport equation, considering linearly anisotropic scattering in the monoenergetic model and isotropic scattering in the energy multigroup model in slab geometry. We describe a spectral analysis of the monoenergetic and two-group SN equations, in a way which is very similar to the Case method. The basic idea is to use higher order angular quadrature set in the highly absorbing fuel region (SNF)and lower order angular quadrature set in the diffusive moderator region (SNM) i.e., NF > NM. Therefore, we apply special continuity conditions for the fuel existing fluxes that constitute the incoming fluxes for the moderator region, and conversely for the moderator existing fluxes that constitute the incoming fluxes for the fuel region, based on the equivalence of the SN and PN-1 equations, which characterize the hybrid model. As a direct hybrid method, we use NF + NM linear algebraic equations composed of (NF + NM)/2 reflexive boundary conditions and (NF + NM)/2 continuity conditions to solve for the NF + NM expansion coefficients. With these coefficients we can calculate the numerical values for the angular fluxes and for the scalar fluxes at any location of domain. We present numerical results to illustrate the efficiency and the accuracy of the offered method.

É presentada nesta dissertação uma análise espectral das equações de transporte de nêutrons, independente do tempo, em geometria unidimensional e bidimensional, na formulação de ordenadas discretas (SN), utilizando o modelo de uma velocidade e multigrupo, considerando meios onde ocorrem o fenômeno da fissão nuclear. Esta análise espectral constitui-se na resolução de problemas de autovalores e respectivos autovetores, e reproduz a expressão para a solução geral analítica local das equações SN (para geometria unidimensional) ou das equações nodais integradas transversalmente (geometria retangular bidimensional) dentro de cada região homogeneizada do domínio espacial. Com a solução geral local determinada, métodos numéricos, tais como os métodos de matriz de resposta SN, podem ser derivados. Os resultados numéricos são gerados por programas de computadores implementados em MatLab, versão 2012, a fim de verificar a natureza dos autovalores e autovetores correspondentes no espaço real ou complexo. / Presented in this dissertation is a spectral analysis of the neutron transport equations in the slab and X, Y geometry time-independent discrete ordinates formulation using the one-speed and multigroup model in neutron fission reacting media. This spectral analysis is bared on solving eigenvalue problems and yields the expression for the local general solution of the equations (for slab geometry) or of the transverse integrated nodal equations (for multidimensional rectangular geometry) within each homogenized region of the domain. With the local general solution so determined, a number of coarse-mesh numerical methods, such as the response matrix methods, can be derived. Numerical results are generated by computer program s implemented in MatLab, version 2012, in order to verify the nature of the eigenvalues and corresponding eigenvectors in real or complex space.

Advanced computational tools are applied to simulate a nuclear power plant (NPP) control rod assembly ejection (CRE) accident. The impact of these reactivity-initiated accidents (RIAs) on core reactivity behavior, 3D power distribution and stochastic reactivity estimation are evaluated. The three tools used are: the thermal-hydraulic (TH) RELAP5 (R5) code, the neutronic (NK) PARCS (P3D) code, and the coupled version P3D/R5, with specially developed linkage using the environment code MATLAB. This study considers three different-size cores: NPP1 (2772 MWt); NPP2 (530 MWt); and NPP3 (1061 MWt). The three cores have the same general design and control rod assembly (CRA) positions, and the ejected CRA has similar worth and at the same rod ejection pace. The CRE is assessed under both hot zero power (HZP) and hot full power (HFP) conditions. The analyses indicate that RIA modeling and simulation should be carried out through a systematic coding and configuration approaches, otherwise the results will not capture the true transient behavior of the core under analysis. The simulation of one code depends on the appropriate configuration of parameters generated by the other code and on the correct determination of the TH/NK mapping weight factors for the various mesh regions in each of the models. From the design point of view, the standalone codes predict milder magnitude of power and reactivity increase compared to the coupled P3D/R5 simulation. The magnitudes of reduced peak power and reactivity become larger as the core size shrinks. The HFP simulation shows that the three NPPs have the same transient peak value, but the post-transient steady power is lower for a smaller core. The HZP analysis indicates that the transient peak is lower for the smaller core, but the post-transient power occurs at the same level. The three-dimensional (3D) power distributions are different among the HFP and HZP cases, but do not depend on the size of the core. The results indicate: i) HFP: core power increases in the area surrounding the ejected rod/bank assembly, and this increase becomes lower as the NPPs shrinks however, the power is well-distributed after the transient; and ii) HZP: the area surrounding the CRA stays hotter, but the 3D peak assembly factor becomes lower, during and after the transients, as the NPPs shrinks. These features confirm that the smaller cores yield a safer response to a given inserted reactivity compared to larger cores. A stochastic extended Kalman filter (EKF) algorithm is implemented to estimate the reactivity based on the reactor power profile, after the addition of random noise. The inverse point kinetics (IPK) deterministic method is also implemented and the results of the application of EKF and IPK are compared to the P3D/R5 simulation. The following sophisticated strategies made the EKF algorithm robust and accurate: the system is modeled by a set of continuous time nonlinear stochastic differential equations; the code uses a time step directly based on the power measured and applies that to the model for online discretization and linearization; filter tuning goes automatically up from the first time step; and the state noise covariance matrix is updated online at each time step. It was found that the IPK reactivity has higher noise content compared to the EKF reactivity for all cases. Thus, the EKF presents superior and more accurate results. Furthermore, under a small reactivity insertion, the IPK reactivity varies widely from positive to negative values: this variation is not observed within the EKF. A sensitivity analysis for three distinct standard deviation (SD) noise measurements suggests that EKF is superior to IPK method, independent of the noise load magnitude. As the noise content increases, the error between the IPK and P3D/R5 reactivity also increases. A sensitivity analysis for five distinct carry-over effects of different random noise loads indicates that the random addition of different noise loads to the reactor power does not change the overall performance of both algorithms. / Este trabalho aplica métodos computacionais avançados para simular a ejeção de barras de controle (CRE) em uma planta térmica nuclear (NPP). São avaliados o impacto da ocorrência de acidentes iniciados por reatividade (RIAs) na reatividade total, na distribuição da potência em três dimensões (3D) e na determinação da reatividade. As ferramentas utilizadas são: o código termo-hidráulico (TH) RELAP5 (R5), o código neutrônico (NK) PARCS (P3D), a versão acoplada P3D/R5, e o ambiente computacional MATLAB. Este estudo considera três reatores nucleares de diferentes tamanhos: NPP1 (2772 MWT); NPP2 (530 MWt); e NPP3 (1061 MWt). Os três núcleos possuem projeto similar e idêntica posição dos grupos das barras de controle (CRA), além do mesmo valor de reatividade diferencial das CRA ejetadas e idêntica velocidade de ejeção. A ocorrência da CRE é avaliada sob condições de hot zero power (HZP) e de hot full power (HFP). As análises indicam que a modelagem e a simulação de RIAs devem ser realizadas sistematicamente, caso contrário os resultados não irão refletir o comportamento em regime transitório do núcleo. A simulação de um modelo em um código depende da apropriada configuração de parâmetros gerados pelo outro código e da determinação adequada do mapeamento TH/NK para as várias malhas dos modelos. Do ponto de vista de projeto, a utilização de códigos independentes resulta em cálculos de potência e reatividade conservadores em comparação com os resultados utilizando-se P3D/R5. Os picos de potência e de reatividade são menores à medida que o núcleo encolhe. A simulação em condições de HFP resulta em valores de pico de potência similares durante transitório para as três NPPs, mas a potência de pós-transitórios é menor para o menor núcleo. A análise em condições de HZP também indica que o valor máximo durante o transitório é menor para o menor núcleo, mas o pós-transitórios ocorre aos mesmos níveis de potência das demais NPPS. A distribuição de potência em 3D também apresenta resultados distintos para condições de HFP e HZP, mas tais resultados são independentes do tamanho do núcleo: i) HFP: há um aumento da potência do núcleo em torno da CRE, mas tal comportamento diminui para núcleos menores - no entanto, a potência é bem distribuída após o transitório; e ii) HZP: há aumento de potência na área do CRE, mas o pico de potência em 3D é menor durante e depois dos transitórios para núcleos menores. Tais características indicam que os núcleos menores respondem de forma mais segura quando da inserção de reatividade em comparação a reatores de maiores dimensões. O método estocástico de filtragem de Kalman estendido (EKF) foi codificado para estimar a reatividade com base no perfil de potência da NPP, após a adição de ruído aleatório. O método determinístico da cinética pontual inversa (IPK) também foi implementado e os resultados da aplicação dos algoritmos do EKF e IPK foram comparados com os resultados da simulação do P3D/R5. As seguintes estratégias, implementadas neste trabalho, possibilitaram a aplicação robusta e precisa do EKF: o sistema foi modelado por um conjunto de equações diferenciais não-lineares estocásticas de tempo contínuo; o algoritmo obtém o passo de tempo diretamente da potência medida e aplica-o ao modelo para a discretização e linearização online; o ajuste do filtro ocorre automaticamente a partir do primeiro passo de tempo; e a matriz de covariância do ruído no estado é atualizada online. Verificou-se que a reatividade calculada pelo método IPK possui maior nível de ruído quando comparada ao EKF para todos os casos estudados. Portanto, o EKF apresenta resultados superiores e mais precisos. Além disso, sob uma pequena inserção de reatividade, a reatividade calculada pelo método IPK varia consideravelmente de valores positivos para negativos: esta variação não é observada com o EKF. Uma análise de sensibilidade para três desvios padrão (SD) sugere que o algoritmo EKF é superior ao método IPK, independente da magnitude do ruído. Com o aumento da magnitude do ruído, o erro entre as reatividades calculadas pelo IPK e pelo P3D/R5 aumenta. A análise de sensibilidade para cinco ruídos aleatórios indica que a adição de ruído na potência do reator não altera o desempenho global de ambos os algoritmos.

Fundação Carlos Chagas Filho de Amparo a Pesquisa do Estado do Rio de Janeiro / Nessa tese foi feito um estudo preliminar, destinado à elaboração do programa experimental inicial para a primeira instalação da tomografia com prótons (pCT) brasileira por meio de modelagem computacional. A terapia com feixe de prótons é uma forma bastante precisa de tratamento de câncer. Atualmente, o planejamento de tratamento é baseado na tomografia computadorizada com raios X, alternativamente, a tomografia com prótons pode ser usada. Algumas questões importantes, como efeito de escala e a Curva de Calibração (fonte de dados iniciais para planejamento de terapia com prótons), foram estudados neste trabalho. A passagem de prótons com energias iniciais de 19,68MeV; 23MeV; 25MeV; 49,10MeV e 230MeV pelas camadas de materiais variados (água, alumínio, polietileno, ouro) foi simulada usando códigos Monte Carlo populares como SRIM e GEANT4. Os resultados das simulações foram comparados com a previsão teórica (baseada na solução aproximada da equação de transporte de Boltzmann) e com resultados das simulações feitas com outro popular código Monte Carlo MCNPX. Análise comparativa dos resultados das simulações com dados experimentais publicados na literatura científica para alvos grossos e na faixa de energias de prótons usada em medidas em pCT foi feita. Foi observado que apesar de que todos os códigos mostram os resultados parecidos alguns deslocamentos não sistemáticos podem ser observados. Foram feitas observações importantes sobre a precisão dos códigos e uma necessidade em medidas sistemáticas de frenagem de prótons em alvos grossos foi declarada. / In the present work a preliminary research via computer simulations was made in order to elaborate a prior program for the first experimental pCT setup in Brazil. Proton therapy is a high precise form of a cancer treatment. Treatment planning nowadays is performed basing on X ray Computer Tomography data (CT), alternatively the same procedure could be performed using proton Computer Tomography (pCT). Some important questions, as a scale effect and so called Calibration Curve (as a source of primary data for pCT treatment planning) were studied in this work. The 19.68MeV; 23MeV; 25MeV; 49.10MeV e 230MeV protons passage through varied absorbers (water, aluminum, polyethylene, gold) were simulated by such popular Monte Carlo packages as SRIM and GEANT4. The simulation results were compared with a theoretic prevision based on approximate solution of the Boltzmann transport equation and with simulation results of the other popular Monte Carlo code MCNPX. The comparative analysis of the simulations results with the experimental data published in scientific literature for thick absorbers and within the energy range used in the pCT measurements was made. It was noted in spite of the fact that all codes showed similar results some nonsystematic displacements can be observed. Some important observations about the codes precision were made and a necessity of the systematic measurements of the proton stopping power in thick absorbers was declared.

CAPES / Em vista do grande número de casos de câncer de mama e sua crescente taxa de incidência, novas técnicas de imagem estão sendo estudadas. No intuito de proporcionar melhores condições de visualização e detecção dessa doença, em complemento às informações obtidas por mamografia, as técnicas de imagem por contraste de fase vêm sendo investigadas. Assim, o objetivo do presente estudo, foi desenvolver um phantom de mama para aplicação em imagens por contraste de fase. Este phantom, é um cilindro com algumas inserções preenchidas por materiais equivalentes a tecidos mamários normais e patológicos, como: polimetilmetacrilato (PMMA), água, etanol, dimetilformamida e glicerol. Estes materiais foram escolhidos pela similaridade nas propriedades de atenuação e espalhamento dos tecidos mamários. Dentre as técnicas para evidenciar contraste de fase, foi utilizada a técnica de propagação. O arranjo experimental foi elaborado levando em consideração os cálculos para obtenção do contraste de fase utilizando a instrumentação para microtomografia de raios X do Instituto Lactec. Imagens radiográficas e microtomográficas foram adquiridas por transmissão e por contraste de fase e posteriormente comparadas. A comparação entre as imagens analisadas apresentaram significativas melhoras no contraste, principalmente nas bordas dos cilindros presentes no phantom. Portanto, o phantom desenvolvido neste trabalho pode ser utilizado para otimizar os parâmetros de aquisição e tratamento de imagens por contraste de fase para aplicação na detecção do câncer de mama. / Because of the large number of cases of breast cancer and its increasing incidence rate, new techniques of imaging are being studied. With the aim to provide better conditions for visualization and detection of this disease, in complement of the information obtained by mammography, the techniques of phase contrast imaging have been studied. Thus, the objective of the present study was to develop a breast phantom for application in phase contrast images. This phantom is a cylinder with some inserts filled with equivalent materials to normal and pathological breast tissues, such as: polymethylmethacrylate (PMMA), ethanol, dimethylformamide and glycerol. These materials were chosen due to the similarity in the attenuation and scattering properties of breast tissues. Among the techniques to demonstrate phase contrast, it was used the propagation technique. The experimental arrangement was elaborated taking into account the calculations to obtain the phase contrast using the instrumentation for X-ray microtomography of the Lactec Institute. Radiographic and microtomographic images were acquired by transmission and by phase contrast and then compared. The comparison between the analyzed images showed significant improvements in the contrast, mainly in the edges of the cylinders present in the phantom. Therefore, the phantom developed in this work can be used to optimize the acquisition and treatment parameters of phase contrast images for application in the detection of breast cancer.

Fundação Carlos Chagas Filho de Amparo a Pesquisa do Estado do Rio de Janeiro / Nessa tese foi feito um estudo preliminar, destinado à elaboração do programa experimental inicial para a primeira instalação da tomografia com prótons (pCT) brasileira por meio de modelagem computacional. A terapia com feixe de prótons é uma forma bastante precisa de tratamento de câncer. Atualmente, o planejamento de tratamento é baseado na tomografia computadorizada com raios X, alternativamente, a tomografia com prótons pode ser usada. Algumas questões importantes, como efeito de escala e a Curva de Calibração (fonte de dados iniciais para planejamento de terapia com prótons), foram estudados neste trabalho. A passagem de prótons com energias iniciais de 19,68MeV; 23MeV; 25MeV; 49,10MeV e 230MeV pelas camadas de materiais variados (água, alumínio, polietileno, ouro) foi simulada usando códigos Monte Carlo populares como SRIM e GEANT4. Os resultados das simulações foram comparados com a previsão teórica (baseada na solução aproximada da equação de transporte de Boltzmann) e com resultados das simulações feitas com outro popular código Monte Carlo MCNPX. Análise comparativa dos resultados das simulações com dados experimentais publicados na literatura científica para alvos grossos e na faixa de energias de prótons usada em medidas em pCT foi feita. Foi observado que apesar de que todos os códigos mostram os resultados parecidos alguns deslocamentos não sistemáticos podem ser observados. Foram feitas observações importantes sobre a precisão dos códigos e uma necessidade em medidas sistemáticas de frenagem de prótons em alvos grossos foi declarada. / In the present work a preliminary research via computer simulations was made in order to elaborate a prior program for the first experimental pCT setup in Brazil. Proton therapy is a high precise form of a cancer treatment. Treatment planning nowadays is performed basing on X ray Computer Tomography data (CT), alternatively the same procedure could be performed using proton Computer Tomography (pCT). Some important questions, as a scale effect and so called Calibration Curve (as a source of primary data for pCT treatment planning) were studied in this work. The 19.68MeV; 23MeV; 25MeV; 49.10MeV e 230MeV protons passage through varied absorbers (water, aluminum, polyethylene, gold) were simulated by such popular Monte Carlo packages as SRIM and GEANT4. The simulation results were compared with a theoretic prevision based on approximate solution of the Boltzmann transport equation and with simulation results of the other popular Monte Carlo code MCNPX. The comparative analysis of the simulations results with the experimental data published in scientific literature for thick absorbers and within the energy range used in the pCT measurements was made. It was noted in spite of the fact that all codes showed similar results some nonsystematic displacements can be observed. Some important observations about the codes precision were made and a necessity of the systematic measurements of the proton stopping power in thick absorbers was declared.

Made available in DSpace on 2016-08-17T14:53:17Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Freud Sebastian Bach Carvalho Lima.pdf: 1668786 bytes, checksum: 953b0905b2e9bcd1cefb5702b8c6b362 (MD5) Previous issue date: 2011-07-29 / Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior / In activated sludge systems, the dissolved oxygen is used by microorganisms to decompose organic matter and treatment of wastewater. In these systems the dynamics of dissolved oxygen has been seen as the main source of information to obtain online information about the treatment process. Thus, the development of an appropriate model for the dynamics of dissolved oxygen and estimation of the parameters of this model can improve the quality of the estimates of process parameters and, consequently, the measurement system. In this study, a model of the bench-scale reactor is developed considering the dynamics associated with the operation of the aeration system and the dissolved oxygen sensor. The aeration system consists of air pumps with two operating states: on or off, and dissolved oxygen measurement is made by electrochemical cell based on Clark. Approach was used identification systems in continuous time and state variable filters with the least squares estimator for estimating the parameters of the model developed. Simulations and experimental results, using a bench scale reactor developed in the laboratory, are presented to illustrate the proposed model. / Em sistemas de lodo ativado, o oxigênio dissolvido é utilizado por microorganismos para decomposição de matéria orgânica e tratamento de água residuárias. Nestes sistemas, a dinâmica de oxigênio dissolvido tem sido vista como a principal fonte de informação para obtenção de informações online sobre o processo de tratamento. Com isso, o desenvolvimento de um modelo apropriado para dinâmica do oxigênio dissolvido e a estimação dos parâmetros deste modelo, pode melhorar a qualidade das estimativas dos parâmetros do processo e, consequentemente, do sistema de medição. No presente trabalho, um modelo do reator em escala de bancada é desenvolvido considerando as dinâmicas relacionadas com a operação do sistema de aeração e com o sensor de oxigênio dissolvido. O sistema de aeração é composto por bombas de ar com dois estados de operação: ligada ou desligada, e a medição de oxigênio dissolvido é realizada por sensor eletroquímico baseado em célula de Clark. Usa-se abordagem de identificação de sistemas em tempo contínuo e filtros de variável de estado junto com o estimador dos mínimos quadrados para estimação dos parâmetros do modelo desenvolvido. Simulações e resultados experimentais, utilizando um reator em escala de bancada desenvolvido no laboratório, são apresentados para ilustrar o modelo proposto.