The core component of a nuclear power plant is the reactor and the fuel rods that supply it with fission fuel. Efficient and safe energy extraction is thus highly dependent on the reactor design and the conditions of the fuel rods. To anticipate high-quality operation and potential risks in advance, one must perform simulations on the fuel rods. This is traditionally executed using fuel performance codes such as the Transuranus and FRAPCON. These codes offer intricate and accurate models of the underlying physical processes that govern fuel rod performance, encompassing aspects like linear heat generation rates, neutron flux and their irradiation effects, fuel rod expansion and contraction, clad corrosion, and fission gas release. However, fuel performance codes cannot be easily parallelized using modern hardware accelerators, such as graphic processing units, due to their iterative nature that follows from the complexity of coupling multiphysics-based models. Thus, they can only simulate one fuel rod at a time per CPU. The challenge comes when trying to simulate all the 10,000 to 100,000 fuel rods in a typical pressurized water reactor, which is a relatively slow process as compared to parallelized computation for all time steps using a GPU. To improve the speed aspect of the fuel performance modeling, a data-driven surrogate model based on neural networks is developed. The main advantage of a neural network over fuel performance codes is its ability to perform parallelized computations using one or more GPUs. The preexisting architectures that were explored include Temporal Convolutional Network, Fourier Neural Operator, and a Transformer. Additionally, a novel architecture is proposed, the Temporal Frequency Network. This is a heterogeneous ensemble method that is based on the Temporal Convolutional Network and the Fourier Neural Operator. The newly proposed architecture archives the lowest validation error among the preexisting architectures with a minor increase in the computations as compared to the ensemble components. The Temporal Frequency Network is then applied to take time-dependent inputs in the form of linear heat generation rate and use it as the only information to predict various time-dependent variables of the fuel rods. The predicted variables include fuel center-line temperature, central void pressure, oxidation thickness, fuel gap width, hydrogen absorption, integral fission gas release, and integral fractional gas release. When deploying the neural network in practice, the user cannot in general trust that the model will generalize from its training, especially in fuel performance modeling where accurate predictions are important to demonstrate safe operation. To ensure that the predictions of the model are reliable, a separate neural network called decoder is trained to qualitatively quantify the error of the previous model that made the predictions, called encoder. This is done by training the decoder to reconstruct the original input to the encoder by providing it with the output, e.g., the inverse task. It is then possible to compare the original input with the reconstructed input, thus, an error can be computed that can be used to qualitatively determine the quality of the predictions.  With the Temporal Frequency Network, the average validation error was roughly 1% error. This makes it a strong candidate surrogate model for fuel performance modeling. In addition, with the encoder-decoder setup, this work provides a robust framework for error estimation that can be performed on new, potentially out-of-distribution inputs without the need for a fuel performance code. This setup is therefore suitable for applications where a low false negative rate is desired. / Huvudkomponenten i ett kärnkraftverk är reaktorn och bränslestavarna som förser den med kärnbränsle. Effektiv och säker energiextraktion är därför starkt beroende av reaktorns utformning och bränslestavarnas skick. För att förutse högkvalitativ drift och potentiella risker i förväg måste man utföra simuleringar på bränslestavarna. Detta utförs traditionellt med bränslestavskoder som Transuranus och FRAPCON. Denna uppgift utförs traditionellt med bränsleprestandakoder som Transuranus och FRAPCON. Dessa koder tillhandahåller detaljerade och exakta modeller som modellerar bränslestavens fysikaliska beteende. Modelleringen i denna arbete omfattar aspekter som linjär längdvärmebelastning, snabbneutronflöde och deras bestrålnings effekter, expansion samt kontraktion av bränslestaven, kapslingskorrosion och utsläpp av fissionsgas. Emellertid kan dessa bränslestavskoder inte enkelt parallelliseras med moderna hårdvaruacceleratorer som grafikprocessorer på grund av deras iterativa karaktär som följer från komplexitiviteten med att modellera multiskaliga system med kopplade interaktioner mellan variablerna. Koderna kan således endast simulera ett bränslestav åt gången per CPU. Utmaningen uppstår när man försöker simulera alla 10,000 till 100,000 bränslestavar i en typisk tryckvattenreaktor, vilket är en relativt tidskrävande process i jämnförelse till paralelliserad beräkning för alla tidssteg genom att använda en GPU. För att reducera tiden för bränslestavsmodelleringen utvecklades en datadriven surrogatmodell som är baserad på neurala nätverk. Den viktigaste fördelen som ett neural nätverk har över en bränslestavskod är dess förmåga att utföra paralleliserade beräkningar genom att använda en eller flera GPU:er. De befintliga arkitekturerna som utforskades inkluderar Temporala faltningsnätverk, Fourier neurala operatorn och en Transformer. Dessutom föreslås en ny arkitektur, Temorala frekvensnätverk. Arkitekturen är en heterogen ensemblemetod som bygger på Temporala faltningsnätverk och Fourier neurala operator. Den nyligen föreslagna arkitekturen uppnår det lägsta valideringsfelet bland de föreslagna arkitekturerna med en mindre ökning av antal beräkningar i jämnförelse med dess individa ensemblekomponenter. Temporala frekvensnätverket användes sedan för att ta tidsberoende indata i form av linjära längdvärmebelastning och använda den som den enda informationen för att förutsäga olika tidsberoende variabler hos bränslestavarna. De förutsagda variablerna inkluderar bränslets temperatur, trycket hos den fria volymen, oxidationstjocklek, bränslegapsbredd, väteabsorption hos kapslingen, ackumulerad generad fissiongas och totalt relativt fissiongasutsläpp. När man implementerar det neurala nätverket i praktiken kan användaren i allmänhet inte lita på att modellen kommer att generalisera från sin träning, särskilt i bränslestavsmodellering där förutsägelser med hög noggrannhet är viktiga för att demonstrera säker drift. För att säkerställa att förutsägelserna är tillförlitliga tränas ett separat neuralt nätverk för att vara en avkodare vars uppgift är att kvantifiera kvaliteten på förutsägelser som görs av den tidigare modellen, kodaren. Detta uppnås genom att träna avkodaren på att lära sig funktionen som avbildar utdatan till indatan. På så vis kan den ursprungliga indatan jämnföras med den rekonstruerade indatan, och ett fel kan beräknas för att kvalitativt avgöra kvaliten hos prediktionerna av kodaren. Med Temporala frekvensnätverket hölls det genomsnittliga valideringsfelet vid cirka 1%, vilket gör det till en stark kandidat för bränslestavsmodellering. Dessutom, med uppställningen för kodare-avkodare, erbjuder detta arbete en robust utgångspunkt för felförutsägelse som kan utföras på nya indata som potentiellt är urvald bortom fördelningen för träningsdatan utan att behöva använda en bränslestavskod. Denna uppställning är därför lämplig för tillämpningar där låg andel falska negativa fall är önskvärd.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:53Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:38Z (GMT). No. of bitstreams: 1 04993.pdf: 7727472 bytes, checksum: 018707af67fb277f13c457a4276b421e (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-01-19T10:30:20Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-01-19T10:30:20Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Maria Eneide de Souza Araujo (mearaujo@ipen.br) on 2015-02-20T15:58:48Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-02-20T15:58:48Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Maria Eneide de Souza Araujo (mearaujo@ipen.br) on 2015-02-20T19:46:12Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-02-20T19:46:12Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:53Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:38Z (GMT). No. of bitstreams: 1 04993.pdf: 7727472 bytes, checksum: 018707af67fb277f13c457a4276b421e (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-01-19T10:30:20Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-01-19T10:30:20Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste trabalho foi realizado o mapeamento do fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos e o espectro energético dos nêutrons no núcleo do Reator IPEN/MB-01, em uma configuração cilíndrica de menor excesso de reatividade, ou seja de 28x28 varetas combustíveis dispostas nas direções norte-sul e Leste-Oeste. A calibração das barras de controle para essa configuração determinou seu excesso de reatividade. O menor excesso de reatividade no núcleo diminuiu a perturbação do fluxo de nêutrons causado pelas barras absorvedoras de nêutrons, já que o reator nuclear foi operado com as barras de controle quase totalmente retiradas. Foi utilizada a Técnica de Analise de Ativação com detectores de ativação do tipo folha (infinitamente diluídas e hiperpuras), de diferentes materiais que atuam em diferentes faixas de energia, para o cálculo da atividade de saturação, utilizado na determinação do fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos e como entrada no código SANDBP para a determinação do espectro energético dos nêutrons. Para descriminar o fluxo de nêutrons térmico e epitérmico, foi utilizada a Técnica da Razão de cádmio. Os detectores de ativação foram distribuídos em um total de 140 posições radiais e axiais no núcleo do reator, em 24 irradiações com as folhas de ativação nuas e cobertas com cádmio. Um modelo dessa configuração foi simulado pelo código MCNP-5 para determinação do fator de cádmio e comparação dos resultados obtidos experimentalmente. A configuração cilíndrica desejada, com 17% menos de varetas combustíveis que a configuração padrão retangular (28x26 varetas combustíveis), atingiu a criticalidade com as barras de controle aproximadamente 90% retiradas, diminuindo consideravelmente a perturbação no fluxo neutrônico no interior do núcleo do reator. Dada a maior densidade de potência do núcleo cilíndrico 28x28, os valores de fluxo de nêutrons aumentou em mais de 50% nas regiões centrais do núcleo cilíndrico estudado quando comparado aos valores do núcleo padrão retangular 28x26. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Maria Eneide de Souza Araujo (mearaujo@ipen.br) on 2015-02-20T15:58:48Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-02-20T15:58:48Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Em todo mundo, muitas instalações nucleares foram construídas e necessitarão serem desligadas em um determinado momento por estarem próximas do seu tempo recomendado de utilização que é de aproximadamente 40 anos. A AIEA (Agência Internacional de Energia Atômica) busca orientar e recomendar uma série de diretrizes para a realização de atividades de descomissionamento de instalações nucleares, com atenção especial aos países que não possuem um quadro regulatório legal que ampare as atividades de descomissionamento. O Brasil, até o momento, não possui uma norma específica que oriente as etapas de descomissionamento de reatores de pesquisa. Entretanto, em março de 2011 foi constituída uma comissão de estudo com a atribuição principal voltada às questões de descomissionamento das instalações nucleares brasileiras, culminando na resolução 133, de 8 de novembro de 2012, um projeto de norma que dispõe sobre o Descomissionamento de Usinas Nucleoelétricas. O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) possui dois reatores de pesquisa sendo um deles o reator IPEN/MB-01. O objetivo dessa dissertação de mestrado é elaborar um plano preliminar de descomissionamento desse reator de pesquisa, considerando a documentação técnica da instalação (RAS-Relatório de Análise de Segurança), as normas existentes da CNEN (Comissão Nacional de Energia Nuclear), assim como as recomendações da AIEA. Em termos de procedimentos de descomissionamento para reatores de pesquisa, este trabalho se baseou no que existe de mais moderno em experiências, estratégias e lições aprendidas realizadas e documentadas nas publicações da AIEA que abrangem técnicas e tecnologias de descomissionamento. Considerando estes conhecimentos técnicos e às peculiaridades da instalação, foi selecionada a estratégia de desmantelamento imediato, que corresponde ao inicio das atividades de descomissionamento assim que a instalação for desligada, dividindo-a em setores de trabalho. Como recurso de gerenciamento e acompanhamento do projeto de descomissionamento do reator e manutenção de registros, foi desenvolvido um banco de dados utilizando o programa Microsoft Access 2007, no qual contêm todos os itens e informações referentes ao plano preliminar de descomissionamento. O trabalho aqui descrito busca atender os requisitos, critérios técnicos e institucionais, incorporando o que se tem de mais atual em procedimentos de descomissionamento, podendo servir como guia para as demais instalações brasileiras. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Maria Eneide de Souza Araujo (mearaujo@ipen.br) on 2015-02-20T19:46:12Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-02-20T19:46:12Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A causa imediata do acidente na usina nuclear de Fukushima Daiichi de março de 2011 foi o derretimento do núcleo do reator. Durante este processo, o zircônio do revestimento do combustível reagiu com a água, produzindo uma grande quantidade de hidrogênio. Esse hidrogênio, combinado com os materiais radioativos voláteis, vazou do vaso de contenção e entrou no edifício de reator, resultando em explosões. No passado, o aço inoxidável foi utilizado como revestimento em muitos reatores de água pressurizada (PWR), e seu desempenho sob irradiação foi excelente; entretanto, o aço inoxidável foi substituído por uma liga à base de zircônio como material de revestimento, principalmente devido à sua mais baixa seção de choque de absorção de nêutrons. Hoje, o revestimento de aço inoxidável aparece novamente como uma possível solução para problemas de segurança relacionados a explosão e a produção de hidrogênio. O objetivo desta tese de doutorado é discutir o desempenho sob irradiação de varetas combustíveis usando aço inoxidável como material de revestimento. Os resultados mostram que varetas de aço inoxidável exibem temperaturas mais baixas no combustível e maiores larguras da folga pastilha-revestimento do que as varetas revestidas por Zircaloy e essa folga não fecha durante a irradiação. O desempenho térmico das duas varetas combustíveis é muito semelhante, e a penalidade de maior absorção de nêutrons em razão do uso de aço inoxidável pode ser compensada pela combinação de um pequeno aumento no enriquecimento do U-235 e modificações no tamanho do espaçamento entre as varetas combustíveis. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Thesis (Nucl.E.)--Massachusetts Institute of Technology, Dept. of Nuclear Engineering, 1981. / MICROFICHE COPY AVAILABLE IN ARCHIVES AND SCIENCE. / Includes bibliographical references. / by John Edward Rivera. / Nucl.E.