Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-07-23T11:04:17Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-07-23T11:04:17Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-02-03T12:02:42Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-02-03T12:02:42Z (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 2014-10-09T12:42:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:33Z (GMT). No. of bitstreams: 1 19174.pdf: 31751 bytes, checksum: 7f1e1ac2bd5fcea7b8edbb1e6ba7a12b (MD5) / A Terapia de Captura de Nêutron por Boro (BNCT) é uma terapia de combate ao câncer bimodal, na qual a energia útil da terapia vem da reação nuclear que ocorre pelo Boro quando irradiado com nêutrons térmicos. No IPEN há uma instalação de pesquisas em BNCT, na qual o feixe de radiação contendo nêutrons é proveniente do reator IEA-R1. Como condição desta terapia é necessário realizar a dosimetria do feixe de radiação, que atualmente é feito com o uso de folhas de ativação, para cálculo do fluxo de nêutrons, e do dosímetro TLD 400, para estimativa da dose gama. Para campos mistos de nêutrons e gamas, a Comissão Internacional de Unidades e Medidas (ICRU) recomenda o uso de dosímetros com sensibilidades distintas para as componentes do feixe, como o caso do par TLD 600 e TLD 700 que apresentam sensibilidades distintas a nêutrons térmicos, devido à diferente quantidade do isótopo 6Li em sua composição, o qual apresenta uma alta seção de choque para nêutrons térmicos. Este trabalho constou da realização de simulações e experimentos visando a implementação da metodologia de dosimetria utilizando o par TLD 600 e TLD 700 e sua comparação com a metodologia atualmente utilizada pelo grupo de pesquisa em BNCT, que utiliza o TLD 400. Portanto, foi realizado um estudo das respostas de cada um destes TLDs a partir de irradiações em diferentes campos e sempre utilizando simulações com o MCNP para fornecer a discriminalização das componentes de dose depositadas em cada TLD. Foram realizadas varias irradiações em campo de gama puro e em campo misto de nêutrons e gamas para o estudo da reprodutibilidade destes TLDs. Este estudo mostrou que mesmo TLDs do mesmo tipo têm sensibilidades distintas, e assim foi criado um Fator de Normalização para cada um dos TLDs, eliminando assim a necessidade de selecionamento. Foi realizado um estudo sobre a diferença das respostas destes TLDs devido à diferentes campos. Este estudo mostrou ser possível estimar o fluxo relativo entre gamas e nêutrons a partir da relação existente entre as duas regiões de interesse dos TLDs 600 e 700. Também foi possível observar que o TLD 700 apresenta resposta para nêutrons, e se a recomendação da ICRU for seguida, a resposta devido à radiação gama será superestimada. Foram obtidas as curvas de calibração dose resposta destes TLDs para campos de gamas puro e campos mistos. Este trabalho propõe o uso desta metodologia com o uso do par TLD 600 e TLD 700, por apresentar maior precisão de resposta frente a atual metodologia que utiliza o TLD 400, porém precauções devem ser tomadas para evitar que a dose gama seja superestimada. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-07-23T11:04:17Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-07-23T11:04:17Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Os experimentos realizados e apresentados nesta dissertação resultaram na caracterização neutrônica de núcleos na configuração cilíndrica com 30 varetas combustíveis de diâmetro com um espaço, criado pela retirada de 16 varetas centrais, preenchido com água leve (H2O) ou água pesada (D2O) no reator nuclear de pesquisa IPEN/MB-01. Nestes núcleos, efetuou-se experimentos de correlação de canais nucleares, calibração de barras de controle e irradiação de detectores de ativação de diversos materiais em forma de folhas, cujas faixas energéticas de atuação abrangem grande parte do espectro de nêutrons do núcleo do reator, para a obtenção de parâmetros nucleares, como excessos de reatividade, reatividades totais, atividades saturadas por núcleo alvo, razões espectrais, razões de cádmio e fluxo de nêutrons multigrupo. Com a irradiação de fios de ativação de ouro na parte radial foram obtidas as formas espaciais dos fluxos de nêutrons térmicos e epitérmicos. Os resultados mostraram as características espectrais dessa nova configuração com o espaço das 16 varetas combustíveis preenchido com os dois materiais moderadores. No espaço com a água leve houve um aumento significativo de 294% do fluxo de nêutrons térmicos em comparação com a configuração padrão retangular de 28×26 varetas combustíveis. Com a água pesada aumentou-se a reatividade do sistema com ρ = (783 ± 54) pcm a mais de excesso de reatividade que na configuração com água leve. Os resultados calculados foram simulados nos códigos computacionais MCNP5, SANDBP e CITATION, onde se obtiveram resultados acurados e precisos para as atividades saturadas por núcleo alvo, as distribuições energéticas e espaciais dos fluxos de nêutrons da parte ativa e de parte do refletor e as comparações diretas das seções de choque entre as razões espectrais experimentais e calculadas. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-02-03T12:02:42Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-02-03T12:02:42Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta e consolida uma metodologia alternativa para a determinação de taxas de reação nuclear ao longo da direção radial das pastilhas combustíveis sem necessidade de intensos fluxos neutrônicos. Esta técnica se baseia na irradiação de um disco de UO2 inserido no interior de uma vareta combustível desmontável no núcleo do reator IPEN/MB-01. Após a irradiação são realizadas várias espectrometrias gama do disco utilizando um detector HPGe alternando sequencialmente 6 colimadores de chumbo com diâmetros diferentes. Consequentemente, as reações nucleares de captura radiativa que ocorrem nos átomos de 238U, juntamente com as fissões que ocorrem em ambos 235U e 238U são mensuradas em função de 6 regiões radiais distintas do disco combustível. As correções de eficiência geométrica devido à introdução dos colimadores no sistema de detecção HPGe são determinadas através do código MCNP-5. As medidas de taxa de fissão são realizadas utilizando o 99Mo como radionuclídeo traçador. Esse radionuclídeo foi estudado e provou-se ideal para estas medidas por possuir um comportamento linear de formação, alto rendimento de fissão e principalmente por emitir fótons de baixa energia. As medidas foram efetuadas irradiando discos de UO2 (com enriquecimento de 4,3%) na posição central do reator IPEN/MB-01 a potência de 100 Watts durante uma hora. Algumas medidas foram realizadas utilizando uma luva de cádmio envolta na vareta combustível para determinar as taxas de reação nuclear na faixa de energia epitérmica. Os resultados experimentais obtidos são comparados a cálculos de taxa de reação nuclear via MCNP-5 utilizando a biblioteca de dados ENDF/B-VII.0, os quais apresentaram discrepâncias de no máximo 9% para as taxas de captura no 238U e 14% para as taxas de fissão no U na faixa epitérmica. Foram obtidos valores máximos de 4,5% para incertezas relativas as taxas de captura total e epitérmica e para as taxas de fissão total e epitérmica valores máximos de 11,3%. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

The solution of large and sparse eigenvalue problems arising from the discretization of the diffusion equation is considered. The multigroup<p>diffusion equation is discretized by means of the Nodal expansion Method (NEM) [9, 10]. A new formulation of the higher order NEM variants revealing the true nature of the problem, that is, a generalized eigenvalue problem, is proposed. These generalized eigenvalue problems are solved using the Jacobi-Davidson (JD) method<p>[26]. The most expensive part of the method consists of solving a linear system referred to as correction equation. It is solved using Krylov subspace methods in combination with aggregation-based Algebraic Multigrid (AMG) techniques. In that context, a particular<p>aggregation technique used in combination with classical smoothers, referred to as oblique geometric coarsening, has been derived. Its particularity is that it aggregates unknowns that<p>are not coupled, which has never been done to our<p>knowledge. A modular code, combining JD with an AMG preconditioner, has been developed. The code comes with many options, that have been tested. In particular, the instability of the Rayleigh-Ritz [33] acceleration procedure in the non-symmetric case has been underlined. Our code has also been compared to an industrial code extracted from ARTEMIS. / Doctorat en Sciences de l'ingénieur / info:eu-repo/semantics/nonPublished

The master’s thesis provides an overview of available neutron sources in terms of neutron yields and energy spectrum of emitted neutrons. Reactions of neutrons with matter, especially neutron scattering and radiation capture, are described. The possibilities neutron neutron detection and spectrometry are also described. The following experiment deals with a design of suitable shielding materials and the analysis of the moderated energy spectrum of neutron flux. The properties of the neutron field were measured using detection by activation. Subsequently, a simulation of the problem was performer in the MCNP program. In the end, the achieved results are compared and evaluated.

The nuclear design of fusion devices such as ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), which is an experimental fusion reactor based on the &amp;quot;tokamak&amp;quot; concept, rely on the results of neutron physical calculations. These depend on the knowledge of the neutron and photon flux spectra which is particularly important because it permits to anticipate the possible answers of the whole structure to phenomena such as nuclear heating, tritium breeding, atomic displacements, radiation shielding, power generation and material activation. The flux spectra can be calculated with transport codes, but validating measurements are also required. An important constituent of structural materials and divertor areas of fusion reactors is tungsten. This thesis deals with the measurement of the neutron fluence and neutron energy spectrum in a tungsten assembly by means of multiple foil neutron activation technique. In order to check and qualify the experimental tools and the codes to be used in the tungsten benchmark experiment, test measurements in the D-T and D-D neutron fields of the neutron generator at Technische Universität Dresden were performed. The characteristics of the D-D and D-T reactions, used to produce monoenergetic neutrons, together with the selection of activation reactions suitable for fusion applications and details of the activation measurements are presented. Corrections related to the neutron irradiation process and those to the sample counting process are discussed, too. The neutron fluence and its energy distribution in a tungsten benchmark, irradiated at the Frascati Neutron Generator with 14 MeV neutrons produced by the T(d, n)4He reaction, are then derived from the measurements of the neutron induced &amp;amp;#947;-ray activity in the foils using the STAYNL unfolding code, based on the linear least-square-errors method, together with the IRDF-90.2 (International Reactor Dosimetry File) cross section library. The differences between the neutron flux spectra measured by means of neutron foil activation and the neutron flux spectra obtained in the same assembly, making use of an NE213 liquid-scintillation spectrometer were studied. The comparison of measured neutron spectra with the spectra calculated with the MCNP-4B (Monte Carlo neutron and photon transport) code, which allows a crucial test of the evaluated nuclear data used in fusion reactor design, is discussed, too. In conclusion, this thesis shows the applicability of the neutron foil activation technique for the measurement of neutron flux spectra inside a thick tungsten assembly irradiated with 14 MeV from a D-T generator. / Die Konstruktion von Fusionsreaktoren wie ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), der ein experimenteller Fusionsreaktor ist und auf dem &amp;quot;Tokamak&amp;quot;-Konzept beruht, basiert unter neutronenphysikalischen Gesichtspunkten auf den Ergebnissen von umfangreichen Simulationsrechnungen. Diese setzen die Kenntnis der Spektren des Neutronen- und Photonenflusses voraus die besonders wichtig ist, weil sie, die möglichen Antworten der ganzen Struktur auf physikalische Prozesse vorauszuberechnen erlaubt wie z.B.: Heizen durch nukleare Prozesse, Tritium-Brüten, Atomverschiebung, Abschirmung von Strahlung, Leistungserzeugung und Materialaktivierung. Die Flußspektren können mittels Transportcodes berechnet werden, aber es werden auch Messungen zu ihrer Bestätigung benötigt. Ein wichtiger Bestandteil des Strukturmaterials und der Divertor-Flächen der Fusionsreaktoren ist Wolfram. Diese Dissertation behandelt die Messungen der Neutronspektren und ?fluenz in einer Wolfram-Anordnung mittels der Multifolien-Neutronenaktivierungstechnik. Um die anzuwendenden experimentellen Geräte und die Codes, die im Wolfram-Benchmark-Experiment eingesetzt werden, zu überprüfen und zu bestimmen, wurden Testmessungen in den D-T und D-D Neutronenfeldern des Neutronengenerator der Technischen Universität Dresden durchgeführt. Die Eigenschaften der D-T und D-D Reaktionen, die für die Erzeugung von monoenergetischen Neutronen verwendet werden, sowie die Auswahl der Aktivierungsreaktionen, die für Fusionsanwendungen geeignet sind und die Aktivierungsmessung werden detailliert vorgestellt. Korrekturen, die sich auf den Neutronen-Bestrahlungsprozess und auf den Probenzählungsprozess beziehen, werden ebenfalls besprochen. Die Neutronenfluenz und ihre Energieverteilung in einem Wolfram-Benchmark, bestrahlt am Frascati Neutronen Generator mit 14 MeV-Neutronen aus der T(d, n)4He Reaktion, werden aus den Messungen der &amp;amp;#947;-Strahlenaktivität, die von Neutronen in den Folien induziert ist, durch den STAYNL Entfaltungscode, der auf der Methode der kleinsten Fehlerquadrate basiert, zusammen mit der IRDF-90.2 Wirkungsquerschnitt-Bibliothek abgeleitet. Die Unterschiede zwischen den Neutronenflußspektren, die mit Hilfe der Multifolien-Neutronenaktivierung ermittelt wurden, und den Neutronenflußspektren, gemessen im selben Aufbau mit einem NE-213 Flüssigszintillator, wurden untersucht. Die gemessenen Neutronenspektren werden den aus MCNP-4B Rechnungen (Monte Carlo neutron and photon transport) ermittelten Spektren gegenüber gestellt. Der Vergleich stellt einen wichtigen Test der evaluierten Kerndaten für Fusionsreaktorkonzepte dar. Zusammenfassend zeigt diese Arbeit die Anwendbarkeit der Multifolien-Neutronenaktivierungstechnik bei Messungen der Neutronenflussspektren innerhalb eines massiven Wolframblocks bei Bestrahlung mit schnellen Neutronen aus D-T Generatoren.

The nuclear design of fusion devices such as ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), which is an experimental fusion reactor based on the &amp;quot;tokamak&amp;quot; concept, rely on the results of neutron physical calculations. These depend on the knowledge of the neutron and photon flux spectra which is particularly important because it permits to anticipate the possible answers of the whole structure to phenomena such as nuclear heating, tritium breeding, atomic displacements, radiation shielding, power generation and material activation. The flux spectra can be calculated with transport codes, but validating measurements are also required. An important constituent of structural materials and divertor areas of fusion reactors is tungsten. This thesis deals with the measurement of the neutron fluence and neutron energy spectrum in a tungsten assembly by means of multiple foil neutron activation technique. In order to check and qualify the experimental tools and the codes to be used in the tungsten benchmark experiment, test measurements in the D-T and D-D neutron fields of the neutron generator at Technische Universität Dresden were performed. The characteristics of the D-D and D-T reactions, used to produce monoenergetic neutrons, together with the selection of activation reactions suitable for fusion applications and details of the activation measurements are presented. Corrections related to the neutron irradiation process and those to the sample counting process are discussed, too. The neutron fluence and its energy distribution in a tungsten benchmark, irradiated at the Frascati Neutron Generator with 14 MeV neutrons produced by the T(d, n)4He reaction, are then derived from the measurements of the neutron induced &amp;amp;#947;-ray activity in the foils using the STAYNL unfolding code, based on the linear least-square-errors method, together with the IRDF-90.2 (International Reactor Dosimetry File) cross section library. The differences between the neutron flux spectra measured by means of neutron foil activation and the neutron flux spectra obtained in the same assembly, making use of an NE213 liquid-scintillation spectrometer were studied. The comparison of measured neutron spectra with the spectra calculated with the MCNP-4B (Monte Carlo neutron and photon transport) code, which allows a crucial test of the evaluated nuclear data used in fusion reactor design, is discussed, too. In conclusion, this thesis shows the applicability of the neutron foil activation technique for the measurement of neutron flux spectra inside a thick tungsten assembly irradiated with 14 MeV from a D-T generator. / Die Konstruktion von Fusionsreaktoren wie ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), der ein experimenteller Fusionsreaktor ist und auf dem &amp;quot;Tokamak&amp;quot;-Konzept beruht, basiert unter neutronenphysikalischen Gesichtspunkten auf den Ergebnissen von umfangreichen Simulationsrechnungen. Diese setzen die Kenntnis der Spektren des Neutronen- und Photonenflusses voraus die besonders wichtig ist, weil sie, die möglichen Antworten der ganzen Struktur auf physikalische Prozesse vorauszuberechnen erlaubt wie z.B.: Heizen durch nukleare Prozesse, Tritium-Brüten, Atomverschiebung, Abschirmung von Strahlung, Leistungserzeugung und Materialaktivierung. Die Flußspektren können mittels Transportcodes berechnet werden, aber es werden auch Messungen zu ihrer Bestätigung benötigt. Ein wichtiger Bestandteil des Strukturmaterials und der Divertor-Flächen der Fusionsreaktoren ist Wolfram. Diese Dissertation behandelt die Messungen der Neutronspektren und ?fluenz in einer Wolfram-Anordnung mittels der Multifolien-Neutronenaktivierungstechnik. Um die anzuwendenden experimentellen Geräte und die Codes, die im Wolfram-Benchmark-Experiment eingesetzt werden, zu überprüfen und zu bestimmen, wurden Testmessungen in den D-T und D-D Neutronenfeldern des Neutronengenerator der Technischen Universität Dresden durchgeführt. Die Eigenschaften der D-T und D-D Reaktionen, die für die Erzeugung von monoenergetischen Neutronen verwendet werden, sowie die Auswahl der Aktivierungsreaktionen, die für Fusionsanwendungen geeignet sind und die Aktivierungsmessung werden detailliert vorgestellt. Korrekturen, die sich auf den Neutronen-Bestrahlungsprozess und auf den Probenzählungsprozess beziehen, werden ebenfalls besprochen. Die Neutronenfluenz und ihre Energieverteilung in einem Wolfram-Benchmark, bestrahlt am Frascati Neutronen Generator mit 14 MeV-Neutronen aus der T(d, n)4He Reaktion, werden aus den Messungen der &amp;amp;#947;-Strahlenaktivität, die von Neutronen in den Folien induziert ist, durch den STAYNL Entfaltungscode, der auf der Methode der kleinsten Fehlerquadrate basiert, zusammen mit der IRDF-90.2 Wirkungsquerschnitt-Bibliothek abgeleitet. Die Unterschiede zwischen den Neutronenflußspektren, die mit Hilfe der Multifolien-Neutronenaktivierung ermittelt wurden, und den Neutronenflußspektren, gemessen im selben Aufbau mit einem NE-213 Flüssigszintillator, wurden untersucht. Die gemessenen Neutronenspektren werden den aus MCNP-4B Rechnungen (Monte Carlo neutron and photon transport) ermittelten Spektren gegenüber gestellt. Der Vergleich stellt einen wichtigen Test der evaluierten Kerndaten für Fusionsreaktorkonzepte dar. Zusammenfassend zeigt diese Arbeit die Anwendbarkeit der Multifolien-Neutronenaktivierungstechnik bei Messungen der Neutronenflussspektren innerhalb eines massiven Wolframblocks bei Bestrahlung mit schnellen Neutronen aus D-T Generatoren.