Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-12-14T11:31:53Z No. of bitstreams: 1 LEILA JORGE ANTUNES M.pdf: 2741309 bytes, checksum: b08bf3707f8b8e7ff50072d9338e2f20 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-12-14T11:31:53Z (GMT). No. of bitstreams: 1 LEILA JORGE ANTUNES M.pdf: 2741309 bytes, checksum: b08bf3707f8b8e7ff50072d9338e2f20 (MD5) Previous issue date: 1981-04 / Determinou-se o aIgoritmo de síntese de fluxo mais adequado a resolução numérica de problemas de multigrupo-difusão. Para isto foram estudados três tipos de síntese: síntese descontínua, síntese contínua e síntese pseudo-contínua. Para os dois primeiros tipos de síntese foram elaborados algoritmos em duas formulações: diferencial e matricial. Para síntese pseudo-contínua somente a formulação matricial foi utilizada. Os resultados obtidos nos testes efetuados permitem estabelecer a seguinte ordem de eficiência para estes algoritmos: síntese contínua (formulação matricial); síntese contínua (formulação diferencial); síntese pseudo-contínua; síntese descontínua (formulação matricial); síntese descontínua (formulação diferencial).

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-01-15T12:29:11Z No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2008_02.pdf: 348483 bytes, checksum: 1650adb7187b0d98711ba6bbcf767b97 (MD5) / Made available in DSpace on 2014-01-15T12:29:11Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2008_02.pdf: 348483 bytes, checksum: 1650adb7187b0d98711ba6bbcf767b97 (MD5) Previous issue date: 2008 / Neste trabalho, nós desenvolvemos um método de aproximação polinomial para obtermos as funções de transferência que aparecem nas equações auxiliares do método SGF para problemas monoenergéticos com espalhamento linearmente anisotrópico em geometria Cartesiana unidimensional. Para isto, utilizamos os polinômios de Lagrange para comparar os resultados numéricos com aqueles gerados pelo método SGF analítico aplicado a problemas SN em domínios heterogêneos. Este trabalho é um estudo preliminar para um novo propósito, que é a aproximação das exponenciais que aparecem nos termos de fuga transversal do método ExpN-SGF. / In this work we evaluate polynomial approximations to obtain the transfer functions that appear in SGF auxiliary equations (Green´s Functions) for monoenergetic linearly anisotropic scattering SN equations in one-dimensional Cartesian geometry. For this task we use Lagrange Polynomials in order to compare the numerical results with the ones generated by the standard SGF method applied to SN problems in heterogeneous domains. This work is a preliminary investigation of a new proposal for handling the transverse leakage terms that appear in the transverse-integrated one-dimensional SN equations when we use the SGF – exponential nodal method (SGF-ExpN) in multidimensional rectangular geometry.

Este trabalho apresenta um estudo teórico sobre a cinética de reatores focando à metodologia de cálculo e às medidas experimentais dos chamados parâmetros cinéticos para sistemas subcríticos acionados por fontes. São apresentadas, por motivo de comparação, duas metodologias de cálculo dos parâmetros cinéticos: a metodologia baseada no formalismo de Dulla, e a clássica. O objetivo é mostrar a dependência desses parâmetros com o grau de subcriticalidade e a perturbação. Foram considerados um sistema rápido e um térmico, ambos de tipo placa e de meio homogêneo. O modelo utilizado foi de difusão e as soluções foram obtidas usando o método de expansão, considerando 1 grupo de energia e 1 família de precursores para o sistema rápido, e 2 grupos de energia e 1 família de precursores para o sistema térmico. São apresentadas, também, descrições dos principais métodos de medidas experimentais dos parâmetros cinéticos, i.e., métodos estáticos e de fonte pulsada, visando levantar a discussão sobre a compatibilidade desses método na região de subcriticalidade / This work presents a theoretical study of reactor kinetics focusing on the methodology of calculation and the experimental measurements of the so-called kinetic parameters. A comparison between the methodology based on the Dulla´s formalism and the classical method is made. The objective is to exhibit the dependence of the parameters on subcriticality level and perturbation. Two different slab type systems were considered: thermal one and fast one, both with homogeneous media. One group diffusion model was used for the fast reactor, and for the thermal system, two groups diffusion model, considering, in both case, only one precursor´s family. The solutions were obtained using the expansion method. Also, descriptions of the main experimental methods of measurements of the kinetic parameters are presented in order to put a question about the compatibility of these methods in subcritical region.

Neste trabalho foram desenvolvidos calculos neutrônicos, termo-hidráulicos e de segurança para avaliar a seguranca operacional de um dispositivo de irradiação a ser colocado no núcleo do reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. Este dispositivo de irradiação é utilizado para alojar miniplacas de combustvel do tipo dispers~ao de U3O8-Al e U3Si2-Al, com 19,75% em peso de 235U e densidades, respectivamente, de ate 3,2 gU/cm3 e 4,8 gU/cm3. Estas miniplacas serão irradiadas a queimas acima de 50% do 235U, de forma a qualificar este tipo de dispersão para utilização no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), em concepção. Para os calculos neutrônicos, foram utilizados os programas computacionais 2DB e CITATION. O programa FLOW foi utilizado para determinar o fluxo de refrigerante no irradiador, permitindo o cálculo das temperaturas máximas atingidas nas miniplacas de combustível com o programa MTRCR-IEA-R1. Um Acidente de Perda de Refrigerante (APR) foi analisado com os programas computacionais LOSS e TEMPLOCA, permitindo o cálculo das temperaturas nas miniplacas de combustível após o esvaziamento da piscina do reator. Os cálculos demonstraram que a irradiação deverá ocorrer sem consequências adversas no núcleo de reator IEA-R1. / Neutronic, thermal-hydraulics and accident analysis calculations were developed to estimate the safety of a Miniplate Irradiation Device (MID) to be placed in the IEA-R1 reactor core. The irradiation device is used to receive miniplates of U3O8-Al and U3Si2- Al dispersion fuels, LEU type (19.75 % 235U) with uranim densities of, respectively, 3.2 gU/cm3 and 4.8 gU/cm3. The fuel miniplates will be irradiated to nominal 235U burnup levels of 50% and 80%, in order to qualify the above high-density dispersion fuels to be used in the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), now in the conception phase. For the neutronic calculation, the computer codes CITATION and 2DB were utilized. The computer code FLOW was used to calculate the coolant ow rate in the irradiation device, allowing the determination of the fuel miniplate temperatures with the computer model MTRCR-IEA-R1. A postulated Loss of Coolant Accident (LOCA) was analyzed with the computer codes LOSS and TEMPLOCA, allowing the calculation of the fuel miniplate temperatures after the reactor pool draining. The calculations showed that the irradiation should occur without adverse consequences in the IEA-R1 reactor.

Neste trabalho foram desenvolvidos calculos neutrônicos, termo-hidráulicos e de segurança para avaliar a seguranca operacional de um dispositivo de irradiação a ser colocado no núcleo do reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. Este dispositivo de irradiação é utilizado para alojar miniplacas de combustvel do tipo dispers~ao de U3O8-Al e U3Si2-Al, com 19,75% em peso de 235U e densidades, respectivamente, de ate 3,2 gU/cm3 e 4,8 gU/cm3. Estas miniplacas serão irradiadas a queimas acima de 50% do 235U, de forma a qualificar este tipo de dispersão para utilização no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), em concepção. Para os calculos neutrônicos, foram utilizados os programas computacionais 2DB e CITATION. O programa FLOW foi utilizado para determinar o fluxo de refrigerante no irradiador, permitindo o cálculo das temperaturas máximas atingidas nas miniplacas de combustível com o programa MTRCR-IEA-R1. Um Acidente de Perda de Refrigerante (APR) foi analisado com os programas computacionais LOSS e TEMPLOCA, permitindo o cálculo das temperaturas nas miniplacas de combustível após o esvaziamento da piscina do reator. Os cálculos demonstraram que a irradiação deverá ocorrer sem consequências adversas no núcleo de reator IEA-R1. / Neutronic, thermal-hydraulics and accident analysis calculations were developed to estimate the safety of a Miniplate Irradiation Device (MID) to be placed in the IEA-R1 reactor core. The irradiation device is used to receive miniplates of U3O8-Al and U3Si2- Al dispersion fuels, LEU type (19.75 % 235U) with uranim densities of, respectively, 3.2 gU/cm3 and 4.8 gU/cm3. The fuel miniplates will be irradiated to nominal 235U burnup levels of 50% and 80%, in order to qualify the above high-density dispersion fuels to be used in the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), now in the conception phase. For the neutronic calculation, the computer codes CITATION and 2DB were utilized. The computer code FLOW was used to calculate the coolant ow rate in the irradiation device, allowing the determination of the fuel miniplate temperatures with the computer model MTRCR-IEA-R1. A postulated Loss of Coolant Accident (LOCA) was analyzed with the computer codes LOSS and TEMPLOCA, allowing the calculation of the fuel miniplate temperatures after the reactor pool draining. The calculations showed that the irradiation should occur without adverse consequences in the IEA-R1 reactor.

Este trabalho apresenta um estudo teórico sobre a cinética de reatores focando à metodologia de cálculo e às medidas experimentais dos chamados parâmetros cinéticos para sistemas subcríticos acionados por fontes. São apresentadas, por motivo de comparação, duas metodologias de cálculo dos parâmetros cinéticos: a metodologia baseada no formalismo de Dulla, e a clássica. O objetivo é mostrar a dependência desses parâmetros com o grau de subcriticalidade e a perturbação. Foram considerados um sistema rápido e um térmico, ambos de tipo placa e de meio homogêneo. O modelo utilizado foi de difusão e as soluções foram obtidas usando o método de expansão, considerando 1 grupo de energia e 1 família de precursores para o sistema rápido, e 2 grupos de energia e 1 família de precursores para o sistema térmico. São apresentadas, também, descrições dos principais métodos de medidas experimentais dos parâmetros cinéticos, i.e., métodos estáticos e de fonte pulsada, visando levantar a discussão sobre a compatibilidade desses método na região de subcriticalidade / This work presents a theoretical study of reactor kinetics focusing on the methodology of calculation and the experimental measurements of the so-called kinetic parameters. A comparison between the methodology based on the Dulla´s formalism and the classical method is made. The objective is to exhibit the dependence of the parameters on subcriticality level and perturbation. Two different slab type systems were considered: thermal one and fast one, both with homogeneous media. One group diffusion model was used for the fast reactor, and for the thermal system, two groups diffusion model, considering, in both case, only one precursor´s family. The solutions were obtained using the expansion method. Also, descriptions of the main experimental methods of measurements of the kinetic parameters are presented in order to put a question about the compatibility of these methods in subcritical region.

Neste trabalho foi realizado uma comparação entre três tipos de alvos (UAl2-Al, U-Ni cilíndrico e U-Ni placa) para a produção de 99Mo por fissão do 235U. Para isso foram desenvolvidas análises neutrônicas e termo-hidráulicas. Também foram realizados experimentos para se validar as metodologias de cálculo termo-hidráulica e neutrônica utilizadas neste trabalho. Para os cálculos neutrônicos foram utilizados os programas NJOY99.0, AMPX-II e HAMMERTECHNION, para geração das seções de choque, e os programas SCALE 6.0 e CITATION para os cálculos tridimensionais dos núcleos, queima do combustível e produção de 99Mo. Para os cálculos termo-hidráulicos foram utilizados os programas MTRCRIEAR1 e ANSYS CFX para calcular as variáveis térmicas e hidráulicas dos dispositivos de irradiação e compará-las a limites e critérios de projeto estabelecidos. Primeiro foram realizadas análises neutrônicas e termo-hidráulicas para o reator IEA-R1 com os alvos de UAl2-Al (10 miniplacas). As análises demonstraram que a atividade total obtida para o 99Mo nas miniplacas não atende à demanda dos hospitais brasileiros (450 Ci/semana) e que nenhum limite de projeto termo-hidráulico é ultrapassado. Em seguida foram realizados os mesmos cálculos para os três tipos de alvo no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB). As análises neutrônicas demonstraram que os três alvos podem atender à demanda dos hospitais brasileiros. As análises termo-hidráulicos demonstram que será necessário uma velocidade mínima no dispositivo de irradiação de 7 m/s para o UAl2, de 8 m/s para o alvo de U-Ni cilíndrico e de 9 m/s para o alvo de U-Ni placa para que nenhum limite de projeto seja ultrapassado. Foram realizados experimentos em uma bancada de aferição de vazão para se validar a metodologia de cálculo termo-hidráulico. Os experimentos realizados para se validar os cálculos neutrônicos foram feitos no reator IPEN/MB-01. Todos os experimentos foram simulados com as metodologias acima descritas e os resultados comparados entre si. Os resultados das simulações apresentaram boa concordância com os resultados experimentais. / In this work neutronic and thermal-hydraulic analyses were made to compare three types of targets (UAl2-Al, U-Ni cylindrical and U-Ni plate) used for the production of 99Mo by fission of 235U. Some experiments were conducted to validate the neutronic and thermal-hydraulics methodologies used in this work. For the neutronic calculations the computational programs NJOY99.0, AMPX-II and HAMMERTECHNION were used to generate the cross sections. SCALE 6.0 and CITATION computational programs were used for three-dimensional calculations of the reactor cores, fuel burning and the production of 99Mo. The computational programs MTRCR-IEAR1 and ANSYS CFX were used to calculate the thermal and hydraulic parameters of the irradiation devices and for comparing them to limits and design criteria. First were performed neutronic and thermal-hydraulic analyzes for the reactor IEA-R1 with the targets of UAl2-Al (10 miniplates). Analyses have shown that the total activity obtained for 99Mo on the miniplates does not meet the demand of Brazilian hospitals (450 Ci/week) and that no limit of thermo-hydraulic design is overtaken. Next, the same calculations were performed for the three target types in Multipurpose Brazilian Reactor (MBR). The neutronic analyzes demonstrated that the three targets meet the demand of Brazilian hospitals. The thermal hydraulic analysis shows that a minimum speed of 7 m/s for the target UAl2-Al, 8 m/s for the cylindrical target U-Ni and 9 m/s for the target U-Ni plate will be necessary in the irradiation device to not exceed the design limits. Were performed experiments using a test bench for validate the methodologies for the thermal-hydraulic calculation. The experiments performed to validate the neutronic calculations were made in the reactor IPEN/MB-01. All experiments were simulated with the methodologies described above and the results compared. The simulations results showed good agreement with experimental results.

Neste trabalho foi realizado uma comparação entre três tipos de alvos (UAl2-Al, U-Ni cilíndrico e U-Ni placa) para a produção de 99Mo por fissão do 235U. Para isso foram desenvolvidas análises neutrônicas e termo-hidráulicas. Também foram realizados experimentos para se validar as metodologias de cálculo termo-hidráulica e neutrônica utilizadas neste trabalho. Para os cálculos neutrônicos foram utilizados os programas NJOY99.0, AMPX-II e HAMMERTECHNION, para geração das seções de choque, e os programas SCALE 6.0 e CITATION para os cálculos tridimensionais dos núcleos, queima do combustível e produção de 99Mo. Para os cálculos termo-hidráulicos foram utilizados os programas MTRCRIEAR1 e ANSYS CFX para calcular as variáveis térmicas e hidráulicas dos dispositivos de irradiação e compará-las a limites e critérios de projeto estabelecidos. Primeiro foram realizadas análises neutrônicas e termo-hidráulicas para o reator IEA-R1 com os alvos de UAl2-Al (10 miniplacas). As análises demonstraram que a atividade total obtida para o 99Mo nas miniplacas não atende à demanda dos hospitais brasileiros (450 Ci/semana) e que nenhum limite de projeto termo-hidráulico é ultrapassado. Em seguida foram realizados os mesmos cálculos para os três tipos de alvo no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB). As análises neutrônicas demonstraram que os três alvos podem atender à demanda dos hospitais brasileiros. As análises termo-hidráulicos demonstram que será necessário uma velocidade mínima no dispositivo de irradiação de 7 m/s para o UAl2, de 8 m/s para o alvo de U-Ni cilíndrico e de 9 m/s para o alvo de U-Ni placa para que nenhum limite de projeto seja ultrapassado. Foram realizados experimentos em uma bancada de aferição de vazão para se validar a metodologia de cálculo termo-hidráulico. Os experimentos realizados para se validar os cálculos neutrônicos foram feitos no reator IPEN/MB-01. Todos os experimentos foram simulados com as metodologias acima descritas e os resultados comparados entre si. Os resultados das simulações apresentaram boa concordância com os resultados experimentais. / In this work neutronic and thermal-hydraulic analyses were made to compare three types of targets (UAl2-Al, U-Ni cylindrical and U-Ni plate) used for the production of 99Mo by fission of 235U. Some experiments were conducted to validate the neutronic and thermal-hydraulics methodologies used in this work. For the neutronic calculations the computational programs NJOY99.0, AMPX-II and HAMMERTECHNION were used to generate the cross sections. SCALE 6.0 and CITATION computational programs were used for three-dimensional calculations of the reactor cores, fuel burning and the production of 99Mo. The computational programs MTRCR-IEAR1 and ANSYS CFX were used to calculate the thermal and hydraulic parameters of the irradiation devices and for comparing them to limits and design criteria. First were performed neutronic and thermal-hydraulic analyzes for the reactor IEA-R1 with the targets of UAl2-Al (10 miniplates). Analyses have shown that the total activity obtained for 99Mo on the miniplates does not meet the demand of Brazilian hospitals (450 Ci/week) and that no limit of thermo-hydraulic design is overtaken. Next, the same calculations were performed for the three target types in Multipurpose Brazilian Reactor (MBR). The neutronic analyzes demonstrated that the three targets meet the demand of Brazilian hospitals. The thermal hydraulic analysis shows that a minimum speed of 7 m/s for the target UAl2-Al, 8 m/s for the cylindrical target U-Ni and 9 m/s for the target U-Ni plate will be necessary in the irradiation device to not exceed the design limits. Were performed experiments using a test bench for validate the methodologies for the thermal-hydraulic calculation. The experiments performed to validate the neutronic calculations were made in the reactor IPEN/MB-01. All experiments were simulated with the methodologies described above and the results compared. The simulations results showed good agreement with experimental results.

Este trabalho apresenta uma solução analítica obtida pelo método de expansão para cinética espacial usando o modelo de difusão e considerando meios homogêneos multiplicativos subcríticos acionados por fonte externa. Em particular, partindo de modelos mais simples e aumentando a complexidade do sistema, resultados foram obtidos para diferentes tipos de transientes. Inicialmente, uma solução analítica foi obtida considerando um grupo de energia sem nêutrons atrasados, em seguida considerou-se um sistema de um grupo de energia e uma família de precursores. A solução para o caso G grupos de energia e R famílias de precursores em forma fechada é obtida, apesar do fato que não possa ser resolvido analiticamente, uma vez que não existe forma explícita para os autovalores e métodos numéricos devem ser utilizados para resolver tal problema. Para ilustrar a solução geral um problema de multigrupo (três grupos de energia) dependente do tempo sem precursores é apresentada e os resultados numéricos obtidos usando um código de diferenças finitas são comparados com os resultados exatos para diferentes tipos de transientes. / This work describes an analytical solution obtained by the expansion method for the spatial kinetics using the diffusion model with delayed emission for source transients in homogeneous media. In particular, starting from simple models, and increasing the complexity, numerical results were obtained for different types of source transients. An analytical solution of the one group without precursors was solved, followed by considering one precursors family. The general case of G-groups with R families of precursor although having a closed form solution, cannot be solved analytically, since there are no explicit formulae for the eigenvalues, and numerical methods must be used to solve such problem. To illustrate the general solution, the multi-group (three groups) time-dependent problem without precursors was solved and the numerical results of a finite difference code were compared with the exact results for different transients.

Este trabalho apresenta um novo método para o cálculo dos coecientes de sensibilidade, através da união do metodo diferencial e da teoria da perturbação generalizada, que são os dois métodos tradicionalmente utilizados em física de reatores para a obtenção de tais grandezas. Esses dois métodos apresentam algumas deciências tornando os cálculos dos coeficientes de sensibilidade lentos ou computacionalmente exaustivos, mas unindo-os e possível eliminar as deciências apresentadas por ambos e obter uma nova equação para o coe- ciente de sensibilidade. O método proposto neste trabalho foi aplicado em um reator do tipo PWR , onde foi feita análise de sensibilidade da produção e da razão de conversão do 239Pu, para um ciclo de 120 dias de queima. O código utilizado para a análise de queima e análise de sensibilidade, o CINEW, foi desenvolvido durante este trabalho e os resultados obtidos foram comparados com os códigos amplamente utilizados em física de reatores, como o CINDER e o SERPENT. As conclusões obtidas foram que o novo método matemático para a obtenção dos coeficientes de sensibilidade e o CINEW, além de fornecer agilidade numérica também presentam eciência e segurança. Pois o novo método matemático para a obtenção dos coeficientes quando comparados com os métodos tradicionais utilizados para a análise de sensibilidade, mostram resultados satisfatórios, mesmo quando o método utiliza aproximações matemáticas que diferem do método proposto, e com a vantagem de não apresentar as deciências apresentadas pelos métodos diferencial e da teoria da perturbação generalizada. As análises de queima obtidas pelo CINEW foram comparadas com o CINDER, que mostraram uma diferença aceitável, apesar do CINDER apresentar alguns problemas computacionais que advém da época em que foi feito. A originalidade deste trabalho e a aplicação do método proposto em problemas que envolvem dependência temporal e a elaboração do primerio código nacional que faz análise de queima e análise de sensibilidade. / The main target of this study is to introduce a new method for calculating the coefficients of sensibility through the union of differential method and generalized perturbation theory, which are the two methods generally used in reactor physics to obtain such variables. These two methods, separated, have some issues turning the sensibility coefficients calculation slower or computationally exhaustive. However, putting them together, it\'s possible to repair these issues and build a new equation for the coecient of sensibility. The method introduced in this study was applied in a PWR reactor, where it was performed the sensibility analysis for the production and 239Pu conversion rate during 120 days (1 cycle) of burnup. The computational code used for both burnup and sensibility analysis, the CINEW, was developed in this study and all the results were compared with codes widely used in reactor physics, such as CINDER and SERPENT. The new mathematical method for calculating the sensibility coefficients and the code CINEW provide good numerical agility and also good eciency and security, once the new method, when compared with traditional ones, provide satisfactory results, even when the other methods use different mathematical approaches. The burnup analysis, performed using the code CINEW, was compared with the code CINDER, showing an acceptable variation, though CINDER presents some computational issues due to the period it was built. The originality of this study is the application of such method in problems involving temporal dependence and, not least, the elaboration of the first national code for burnup and sensitivity analysis.