Sistemas multiplicativos subcríticos foram, por muito tempo, pouco estudados, de modo que sua descrição teórica permanece com muitas questões em aberto. A presente Tese apresenta o um reatímetro subcrítico, um software desenvolvido em LabVIEWTM capaz de medir as mudanças no fluxo de nêutrons em regime subcrítico e de transformar este sinal em reatividade. A principal vantagem de um dispositivo como este é aumento da precisão das medidas de reatividade. É sabido que reatímetros convencionais não são capazes de operar em regime subcrítico nem de descrever a dinâmica de sistemas multiplicativos nessas condições, pela própria estrutura das equações de cinética pontual clássicas em que são baseados. Diversas teorias têm sido propostas para descrever a física de sistemas subcríticos, no entanto, a maior parte envolve parâmetros extremamente complexos para serem aplicados em situações práticas. A teoria de Gandini difere das outras por ser baseada em parâmetros simples, o que a torna a escolha mais conveniente para o desenvolvimento de um reatímetro subcrítico e suas aplicações. Desta maneira, o reatímetro subcrítico desenvolvido é baseado na teoria de cinética de sistemas subcríticos de Gandini e em resultados experimentais, de altíssima qualidade e relevância, alcançados no próprio IPEN/MB-01. Deve-se destacar que a aplicação de equações de cinética específicas para sistemas subcríticos é um fato inédito no desenvolvimento de reatímetros e apenas desta maneira a reatividade pode ser estimada com precisão neste regime. O presente estudo é especialmente focado na aplicação em reatores de fissão, o qual poderá se utilizado em inúmeros experimentos em reatores de pesquisa. Portanto, o presente trabalho tem relevância tanto teórica quanto prática, já que discute um ponto fundamental da física de reatores nucleares. / Multiplying subcritical systems were for a long time, poorly studied, and its theoretical description remains with plenty open questions. This Thesis presents a subcritical reactivity meter, a software developed in LabVIEWTM capable of measuring changes in neutron flux in subcritical regime and to transform this signal into reactivity. The main advantage of such device is the increase in accuracy of reactivity measurements. It is known that conventional reactivity meters cannot operate in subcritical regime nor describe the dynamics of multiplying systems under these conditions by the very structure of classical point kinetics equations. Many theories have been proposed to describe subcritical systems but most involve very complex parameters to be applied in practical situations. Gandini\'s theory differs from others by being based on simple parameters, being considered the most convenient choice to be made for the development of a reactivity meter and its applications. The developed subcritical reactivity meter was based on the Gandini\'s subcritical kinetic theory and on experimental results, of high quality and relevance, achieved at the IPEN/MB-01 reactor. It should be highlighted that the utilization of specific kinetic equations for subcritical systems is an unprecedented event in the development of reactivity meters and only by this manner the reactivity can be precisely estimated in this regime. The present study is mainly addressed to fission reactors, and it could be employed in numerous experiments in research reactors. Therefore, this work has a theoretical and practical relevance, since it discusses a fundamental point of the nuclear reactor physics.

Sistemas multiplicativos subcríticos foram, por muito tempo, pouco estudados, de modo que sua descrição teórica permanece com muitas questões em aberto. A presente Tese apresenta o um reatímetro subcrítico, um software desenvolvido em LabVIEWTM capaz de medir as mudanças no fluxo de nêutrons em regime subcrítico e de transformar este sinal em reatividade. A principal vantagem de um dispositivo como este é aumento da precisão das medidas de reatividade. É sabido que reatímetros convencionais não são capazes de operar em regime subcrítico nem de descrever a dinâmica de sistemas multiplicativos nessas condições, pela própria estrutura das equações de cinética pontual clássicas em que são baseados. Diversas teorias têm sido propostas para descrever a física de sistemas subcríticos, no entanto, a maior parte envolve parâmetros extremamente complexos para serem aplicados em situações práticas. A teoria de Gandini difere das outras por ser baseada em parâmetros simples, o que a torna a escolha mais conveniente para o desenvolvimento de um reatímetro subcrítico e suas aplicações. Desta maneira, o reatímetro subcrítico desenvolvido é baseado na teoria de cinética de sistemas subcríticos de Gandini e em resultados experimentais, de altíssima qualidade e relevância, alcançados no próprio IPEN/MB-01. Deve-se destacar que a aplicação de equações de cinética específicas para sistemas subcríticos é um fato inédito no desenvolvimento de reatímetros e apenas desta maneira a reatividade pode ser estimada com precisão neste regime. O presente estudo é especialmente focado na aplicação em reatores de fissão, o qual poderá se utilizado em inúmeros experimentos em reatores de pesquisa. Portanto, o presente trabalho tem relevância tanto teórica quanto prática, já que discute um ponto fundamental da física de reatores nucleares. / Multiplying subcritical systems were for a long time, poorly studied, and its theoretical description remains with plenty open questions. This Thesis presents a subcritical reactivity meter, a software developed in LabVIEWTM capable of measuring changes in neutron flux in subcritical regime and to transform this signal into reactivity. The main advantage of such device is the increase in accuracy of reactivity measurements. It is known that conventional reactivity meters cannot operate in subcritical regime nor describe the dynamics of multiplying systems under these conditions by the very structure of classical point kinetics equations. Many theories have been proposed to describe subcritical systems but most involve very complex parameters to be applied in practical situations. Gandini\'s theory differs from others by being based on simple parameters, being considered the most convenient choice to be made for the development of a reactivity meter and its applications. The developed subcritical reactivity meter was based on the Gandini\'s subcritical kinetic theory and on experimental results, of high quality and relevance, achieved at the IPEN/MB-01 reactor. It should be highlighted that the utilization of specific kinetic equations for subcritical systems is an unprecedented event in the development of reactivity meters and only by this manner the reactivity can be precisely estimated in this regime. The present study is mainly addressed to fission reactors, and it could be employed in numerous experiments in research reactors. Therefore, this work has a theoretical and practical relevance, since it discusses a fundamental point of the nuclear reactor physics.

El objetivo de la presente investigación es el planeamiento y estrategias en la auditoría, que permitirá la eficacia en la evaluación de gestión de las instituciones públicas del sector energía y minas 2007-2013, con la finalidad de proponer mejoras en el desarrollo adecuado del planeamiento y estrategias a considerar para la ejecución del trabajo de la auditoría, que repercutirá en resultados eficientes en la ejecución, los cuales darán como resultado en la mejora de la Gestión, control de recursos y bienes públicos, la optimización de los recursos, toma de decisiones gerenciales y el cumplimiento de metas y objetivos institucionales. La metodología para lograr los objetivos indicados y la verificación de la hipótesis fue mediante visitas, entrevistas y encuestas a los funcionarios de los Órganos de Control Institucional (OCI) de las instituciones públicas del sector energía y minas, recopilación de información y apropiada selección y resumen bibliográfico, así como documentos obtenidos de dichas instituciones. El diseño de un enfoque del planeamiento en la auditoría contribuye a una mejora en la eficiencia de la planificación, considerando los lineamientos de política nacional para la formulación de los planes de control, en cada uno de los sistemas que forman parte del sistema nacional de control. Palabras Claves Planeamiento, estrategias, evaluación, auditoría, eficiencia, eficacia, control, Ipen, Ingemmet.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:34:20Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:33Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:34:20Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:33Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Em testes físicos de reatores que são realizados na criticalização, após uma troca de combustível, por exemplo, como ocorre nos reatores PWR, é muito importante monitorar continuamente a reatividade durante o processo de criticalização. Medir a reatividade utilizando o método da Cinética Inversa é um processo bastante utilizado durante a operação de um reator nuclear, e é possível determinar a reatividade em tempo real baseado nas equações de cinética pontual. Essa técnica é aplicada com sucesso a altas potências, ou em núcleos que trabalham sem a existência de uma fonte externa, já que nesse caso o Termo Fonte na equação de cinética pontual pode ser desprezado. Para operações a baixas potências, a contribuição da fonte de nêutrons precisa ser levada em consideração, e isso implica em conhecer um valor proporcional à intensidade da fonte e, portanto esse valor precisa ser determinado. O Método dos Mínimos Quadrados em Cinética Inversa (Least Square Inverse Kinetics Method LSIKM) foi testado com modelo teórico e aplicado em experimentos no Reator Nuclear IPEN/MB-01 para a determinação do Termo Fonte com a utilização de um reatímetro que ignora o Termo Fonte em primeira instância. Após a determinação da Fonte S de forma consistente, seu valor foi inserido ao algoritmo de Cinética Inversa, e utilizando dados de detectores durante a criticalização, o reatímetro com Termo Fonte foi usado para medir a reatividade no domínio subcrítico, nos passos de criticalização, após experimento. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Neste trabalho foram determinados experimentalmente os índices espectrais 28r* e 25d* e o fator de eficiência de contagem gama através da técnica de varredura gama de varetas combustíveis no reator nuclear IPEN/MB-01. A vantagem deste método experimental consiste no fato de terem sido eliminados a maioria dos fatores de correção advindos dos cálculos, permanecendo somente os fatores de rendimento médio de fissão e a fração de fissão no 235U na determinação do 25d*. Os experimentos foram efetuados com luvas de cádmio de diferentes espessuras: 0,55 mm, 1,10 mm e 2,20 mm. As incertezas experimentais inferiores a 1% e a excelente caracterização dos dados geométricos e materiais do reator IPEN/MB-01 permitem utilizar os resultados obtidos como benchmark para a validação de bibliotecas de dados nucleares. Sendo assim, foi utilizado o programa MCNP-5 com as bibliotecas de dados nucleares: ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII.0, JENDL-3.3 e JEFF-3.1. A comparação entre os valores advindos dos cálculos e os resultados experimentais mostrou que houve progressos sensíveis com as bibliotecas de dados nucleares atuais. Os desvios entre a comparação dos valores calculados e os resultados experimentais são inferiores a 2 %, sendo que o melhor desempenho foi obtido com a biblioteca de dados nucleares ENDF/B-VII.0 e a incerteza máxima na comparação dos resultados foi de -1,4 %, para as bibliotecas de dados nucleares JEFF-3.1 e JENDL-3.3. / In this work, the spectral indexes 28r* and 25d*, and gamma efficiency factor in the IPEN/MB-01 reactor were determined experimentally employing a rod scanning technique. In the case of 28r*, this method has the advantage of eliminating most of the correction factors derived from the calculations. Only the fission yield factor and the relative fission rate in the 235U remain in the determination of the 25d*. The experiments were performed with different thicknesses of cadmium sleeves: 0.55 mm, 1.10 mm and 2.20 mm. The final experimental uncertainty achieved in the experiment, less that 1 %, and the excellent geometrical and material data characterization of the IPEN/MB-01 reactor allow us to use the results as benchmark for validate calculation methods and related nuclear data libraries. The comparison between calculated values and experimental values was performed by employing the MCNP-5 code and the nuclear data libraries: ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII.0, JENDL-3.3 and JEFF-3.1. The results demonstrate that the difference among libraries is very small. Also, the comparison between calculated values and experimental values shows that there has been considerable progress in the recent nuclear data libraries. The best result is obtained with ENDF/B-VII.0 nuclear data library, and the highest discrepancy was obtained with JEFF-3.1 and JENDL-3.3 nuclear data libraries.

Neste trabalho foram determinados experimentalmente os índices espectrais 28r* e 25d* e o fator de eficiência de contagem gama através da técnica de varredura gama de varetas combustíveis no reator nuclear IPEN/MB-01. A vantagem deste método experimental consiste no fato de terem sido eliminados a maioria dos fatores de correção advindos dos cálculos, permanecendo somente os fatores de rendimento médio de fissão e a fração de fissão no 235U na determinação do 25d*. Os experimentos foram efetuados com luvas de cádmio de diferentes espessuras: 0,55 mm, 1,10 mm e 2,20 mm. As incertezas experimentais inferiores a 1% e a excelente caracterização dos dados geométricos e materiais do reator IPEN/MB-01 permitem utilizar os resultados obtidos como benchmark para a validação de bibliotecas de dados nucleares. Sendo assim, foi utilizado o programa MCNP-5 com as bibliotecas de dados nucleares: ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII.0, JENDL-3.3 e JEFF-3.1. A comparação entre os valores advindos dos cálculos e os resultados experimentais mostrou que houve progressos sensíveis com as bibliotecas de dados nucleares atuais. Os desvios entre a comparação dos valores calculados e os resultados experimentais são inferiores a 2 %, sendo que o melhor desempenho foi obtido com a biblioteca de dados nucleares ENDF/B-VII.0 e a incerteza máxima na comparação dos resultados foi de -1,4 %, para as bibliotecas de dados nucleares JEFF-3.1 e JENDL-3.3. / In this work, the spectral indexes 28r* and 25d*, and gamma efficiency factor in the IPEN/MB-01 reactor were determined experimentally employing a rod scanning technique. In the case of 28r*, this method has the advantage of eliminating most of the correction factors derived from the calculations. Only the fission yield factor and the relative fission rate in the 235U remain in the determination of the 25d*. The experiments were performed with different thicknesses of cadmium sleeves: 0.55 mm, 1.10 mm and 2.20 mm. The final experimental uncertainty achieved in the experiment, less that 1 %, and the excellent geometrical and material data characterization of the IPEN/MB-01 reactor allow us to use the results as benchmark for validate calculation methods and related nuclear data libraries. The comparison between calculated values and experimental values was performed by employing the MCNP-5 code and the nuclear data libraries: ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII.0, JENDL-3.3 and JEFF-3.1. The results demonstrate that the difference among libraries is very small. Also, the comparison between calculated values and experimental values shows that there has been considerable progress in the recent nuclear data libraries. The best result is obtained with ENDF/B-VII.0 nuclear data library, and the highest discrepancy was obtained with JEFF-3.1 and JENDL-3.3 nuclear data libraries.

O presente trabalho propõe o desenvolvimento de uma nova metodologia para a medida da reatividade no reator IPEN/MB-01 baseada nas técnicas de análise de ruído microscópico e macroscópico e no modelo de duas regiões das equações de cinética pontual. Diferentemente dos demais modelos teóricos da cinética pontual, o modelo de duas regiões adotado neste trabalho considera o reator como um sistema acoplado, sendo possível explicitar o núcleo e o refletor matematicamente nas equações de cinética. O estudo do efeito do refletor e da sua contribuição na reatividade é inédito e, para que seja viável, os parâmetros cinéticos relacionados ao refletor devem ser obtidos. A principal vantagem da metodologia proposta é a obtenção dos parâmetros cinéticos do refletor de modo puramente experimental. Com a finalidade de validar este novo método, uma série de experimentos envolvendo diferentes tipos de refletores foi realizada no reator IPEN/MB-01. Foram utilizados os refletores de água leve, aço inox (SS-304) e de água pesada. Utilizou-se a técnica de análise de ruído Rossi-α em vários estados subcríticos para a obtenção dos parâmetros do refletor. Empregou-se também a técnica de Densidades Espectrais para a comparação entre os dados experimentais. Além disso, foi utilizado o código computacional de física de reatores MCNP-5, com a biblioteca de dados nucleares ENDF/B-VII.0, para o cálculo da reatividade a partir do fator de multiplicação efetivo (keff) para cada uma das configurações realizadas experimentalmente. A partir das equações de cinética pontual do modelo de duas regiões foram obtidas as expressões teóricas, que foram utilizadas para o ajuste por mínimos quadrados aos dados experimentais. O tempo de vida dos nêutrons no refletor (τr) e no núcleo (τC) e a fração desses nêutrons que retornam ao núcleo (f) foram obtidos como parâmetros do ajuste e utilizados para o cálculo da reatividade a partir da equação Inhour de duas regiões. São apresentados os resultados experimentais e teóricos referentes ao núcleo padrão com refletor de água leve, refletor de aço inox e refletor de água pesada. Todos os experimentos utilizaram a configuração de 26x28 varetas combustíveis com detectores operando em modo pulso. / This work proposes the development of a new methodology for measurement of the reactivity in the IPEN/MB-01 research reactor facility, based on microscopic and macroscopic noise experiments and the Two-Region point kinetic equations model. Differently from the other point kinetic theoretical models, the Two-Region model assumed in this work takes into account the nuclear reactor how a coupled system, which constitute the theoretical basis of all mathematical development, contemplate both regions of the reactor (core and reflector).The study of the reflector effect and its impact in the reactivity is an original fact and, to make possible the viability of this study, the kinetic parameters related to the reflector must be obtained. The main advantage of this new methodology is to obtain the kinetic parameters from the reflector in a purely experimental way. In order to validate this new method, a series of experiments involving different types of reflectors was performed in the IPEN/MB-01 reactor. The reflectors constituted by Light Water, Stainless Steel (SS-304) and Heavy Water were employed. The Rossi-α neutron noise technique were applied in several subcritical states to obtain the parameters of the reflector. Furthermore, the Auto Power Spectral Densities were also used for a comparison between the experimental data. Moreover, the MCNP-5 nuclear reactor physics code with the ENDF/B-VII.0 library neutron data was employed to calculate the reactivity through the keff multiplication factor for each experimental configuration. In this way, from the Two-Region point kinetic equations model were obtained the theoretical expressions in which were used for least squares fit of the experimental data. The neutron lifetimes in the reflector (τr) and in the core (τC), and the neutron return fraction from the reflector to the core (f) were obtained as least squares fitted parameters and then employed for the reactivity calculation through the Inhour two region equation. The presented experimental and theoretical results are referring to the standard core configuration with aforementioned reflectors of Light Water, Stainless Steel (SS-304) and Heavy Water. For all experiments the 26x28 fuel rod configuration was employed with the detectors operating in pulse mode.

Pesquisas que tem como objetivo melhorar o desempenho de códigos de transporte de nêutrons e a qualidade de bases de dados de seções de choque nucleares são muito importantes para aumentar a acurácia de simulações e a qualidade de análises e predição de fenômenos no campo nuclear. Neste contexto, dados experimentais relevantes como medidas de reatividade induzida são necessários. O objetivo deste trabalho foi conduzir uma série de experimentos de medida de reatividade induzida, utilizando um reatímetro digital desenvolvido pelo IPEN. Os experimentos empregaram amostras metálicas inseridas na região central do núcleo do reator experimental IPEN/MB-01. A análise teórica foi realizada pelo código de física de reatores MCNP-5, desenvolvido e mantido pelo Los Alamos National Laboratory, e a biblioteca de dados nucleares ENDF/B-VII.0. / Researches that aim to improve the performance of neutron transport codes and quality of nuclear cross section databases are very important to increase the accuracy of simulations and the quality of the analysis and prediction of phenomena in the nuclear field. In this context, relevant experimental data such as reactivity worth measurements are needed. The objective of this work was to perform a series of experiments of reactivity worth measurements, using a digital reactivity meter developed at IPEN. The experiments employed metallic samples inserted in the central region of the core of the experimental IPEN/MB-01 reactor. The theoretical analysis was performed by the MCNP-5 reactor physics code, developed and maintained by Los Alamos National Laboratory, and the ENDF/B-VII.0 nuclear data library.

Este trabalho apresenta os resultados dos valores de fluxo de nêutrons obtidos a partir da implantação de uma armadilha de nêutrons no núcleo do Reator IPEN/MB-01. Foram analisadas várias configurações de armadilhas implantadas no núcleo do reator IPEN/MB-01 de forma a se eleger a armadilha mais eficiente. Para a caracterização energética, foram irradiados no centro da armadilha de nêutrons, detetores de ativação de vários materiais diferentes (Au, Sc, In, Ti, Ni). As respectivas espectrometrias gama desses elementos após a irradiação com e sem cobertura de cádmio, forneceram valores experimentais das taxas de reação nuclear (atividade de saturação) por núcleo alvo e as respectivas incertezas que servem de entrada ao código SANDBP que calculou o espectro de energia dos nêutrons no centro do Flux-Trap em 50 grupos de energia, utilizando-se dos espectros de entrada calculados na posição de irradiação (centro do \"Flux Trap\") por códigos de Física de Reatores. Os resultados obtidos constataram um aumento do fluxo de nêutrons térmico no centro da armadilha da configuração 203 em relação a configuração sem armadilha (padrão) da ordem de 350% sem contudo haver a necessidade de se aumentar a potência do reator. Foram também efetuadas comparações entre os espectros desdobrados obtidos pelo SANDBP, em relação aos calculados pelos códigos MCNP-4C e XSDRNPM. A caracterização espacial do fluxo de nêutrons térmicos é feita com folhas de ativação na forma de uma liga infinitamente diluída em massa de 1% de Au e 99% de Al em alguns pontos internos da configuração 203 (axialmente ao Flux Trap\" e adjacências radiais) e os resultados mostraram um aumento significativo da magnitude de seus valores quando comparados a configuração padrão retangular. / This paper presents the results of the neutron flux values obtained from the deployment of a Flux Trap of neutrons in the reactor core IPEN/MB-01. We analyzed several configurations of Flux Traps deployed in the reactor core IPEN/MB-01 in order to get elected to Flux Trap configuration more efficient. To characterize the neutron spectrum were irradiated in the center of the Flux Trap activation detectors of different materials (Au, Sc, In, Ti, Ni). The respective gamma spectroscopy of these elements after irradiation with and without cadmium cover, provided the experimental values of the nuclear reaction rates (saturation activity) by the target nuclei and their uncertainties used as input to the code SANDBP who calculated the energy spectrum of neutrons in the center of the \"Flux-Trap\" in 50 energy groups, using the input spectra calculated at the irradiation position (center of the \"Flux Trap\") by codes for Reactor Physics. The results found an increase in the thermal neutron flux in the center of the Flux Trap configuration 203 for the standard configuration (default) of about 350% without having the need to increase the reactor power. We also made comparisons between the spectra obtained by SANDBP deployed, compared to those calculated by MCNP-4C code and XSDRNPM. The spatial characterization of the thermal neutron flux is made with activation foils in the form of an infinitely dilute bulk alloy of 1% Au and 99% Al in some internal points of the configuration 203 (axially to Flux Trap \"and adjacent radial) and the results showed a significant increase in the magnitude of their values when compared to standard rectangular configuration.