Made available in DSpace on 2014-10-09T12:29:57Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:33Z (GMT). No. of bitstreams: 1 00375.pdf: 1373906 bytes, checksum: 2e14ea2bf8e68072b6b37c2d69c48777 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IEA/D / Instituto de Energia Atomica - IEA

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:33:21Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:27Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Sistemas Pneumáticos de Transferência - \"Pneumatic Transfer Systems\" (PTS) são equipamentos mecânicos amplamente e mundialmente utilizados para o transporte, movimentação e transferência de diversos tipos de materiais, objetos e cargas entre dois ou mais terminais localizados em locais próximos ou distantes um do outro. Devido à sua versatilidade e rapidez, a aplicabilidade do sistema se faz presente em diversas áreas da sociedade tais como medicina (hospitais e laboratórios de análises clínicas); indústria (civil, automobilística, siderúrgica, metalúrgica, mineração, química, de alimentos); comércio (postos de gasolina, cinemas, supermercados, bancos, pedágios, empresas de venda de produtos por internet, cassinos); serviços públicos (repartições públicas, cortes de justiça, correios e telégrafos). Na área nuclear o PTS também tem uma vasta aplicabilidade nas diversas instalações nucleares, destacando-se a sua utilização como parte do processo de produção de radioisótopos e radiofármacos de meia vida curta tais como 67Ga, 201Tl, 18F e 123I-ultra puro, instalações de eliminação e estocagem de resíduos radioativos e áreas de pesquisa que utilizam o método analítico de Análise por Ativação Neutrônica (AAN). O desenvolvimento deste trabalho foi direcionado para o projeto, construção, instalação e implementação de um novo Sistema de Transferência Pneumático para transporte e transferência de materiais que são irradiados no núcleo do reator IEA-R1, localizado no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), para aplicação da técnica de AAN. Para sua instalação foi calculado a carga sobre a placa matriz do núcleo do reator e os testes de envio e retorno da amostra em análise. O fluxo neutrônico na posição de irradiação foi determinado utilizando a técnica de folhas de Au (ativação) apresentando um valor de 3,70±0,26.1012 n cm-2 s-1. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:43:34Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:53Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06529.pdf: 5364738 bytes, checksum: 3bfbcc89f5f564154bdd1c577958e316 (MD5) / Dissertacao [Mestrado] / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:32:36Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:17Z (GMT). No. of bitstreams: 1 03269.pdf: 4525465 bytes, checksum: 8d08a1f89182180eaf465278796a6732 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2014-11-10T10:53:10Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-11-10T10:53:10Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A ativação de folhas de ouro é uma das técnicas mais usadas para obter dados experimentais e assim comparar os resultados obtidos com aqueles calculados usando metodologias específicas e seus respectivos dados nucleares. Através da irradiação de folhas de ativação e posterior medida da atividade nelas induzida é possível determinar o fluxo de nêutrons no local da irradiação. O nível da potência de operação do reator é um parâmetro diretamente proporcional ao fluxo médio de nêutrons no núcleo do reator. O objetivo deste trabalho é obter, pela irradiação de folhas de ouro posicionadas simetricamente dentro do núcleo, utilizando a configuração cilíndrica que apresenta o menor excesso de reatividade, a potência gerada pela distribuição espacial do fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos no núcleo do reator IPEN/MB-01 e assim, calibrar seus canais nucleares. As folhas foram colocadas em uma placa de Lucite e irradiadas com e sem cobertura de cádmio, para se obter o valor absoluto de nêutrons térmicos e epitérmicos. A correlação entre a potência média do fluxo de nêutrons, como resultado da irradiação das folhas de ouro e, a potência média obtida a partir da aquisição de valores digitais dos canais nucleares, permite calibrar os canais nucleares do reator. Em 2008 foi feita a correlação para a configuração de núcleo retangular que resultou em uma calibração específica do nível de potência de operação para esta configuração geométrica de núcleo. Assim, esta calibração não pode ser utilizada como referência para a configuração em questão, ou seja, a cilíndrica, pois os parâmetros nucleares de distribuição de fluxo não são os mesmos, pois a distribuição difere para cada tipo de distribuição geométrica de núcleo. Além disto, o conhecimento preciso da potência de operação do reator nos permite obter os valores absolutos de fluxos de nêutrons e assim validar a metodologia de cálculo utilizada para este propósito. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / 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 Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-05-09T16:42:31Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-05-09T16:42:31Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2013 / Empregando a equação de difusão de nêutrons em estado estacionário multidimensional para simular o fluxo de nêutrons em reatores refrigerados água, e fazendo uso do Método de Diferenças Finitas, o presente trabalho tem por objetivo apresentar um estudo sobre o comportamento da distribuição de potência num reator tipo PWR, considerando a intensidade e a migração dos picos de potência à medida que ocorre a inserção das barras de controle no núcleo. Além disso, tomando como ponto de partida a distribuição axial de potência ao longo da vareta de maior fluxo de calor, realiza-se a análise térmica dessa vareta e do canal refrigerante associado. Para tal é empregado o código Fuel_Rod_3D, que usa o Método dos Elementos Finitos para modelar uma vareta combustível e seu canal refrigerante, possibilitando a simulação do comportamento termohidráulico de uma única vareta discretizada em três dimensões, considerando o fluxo de calor a partir do interior da pastilha combustível, passando pelo "gap" e pelo revestimento até alcançar o fluido refrigerante / This Work aims to present a study about the power distribution behavior in a PWR type reactor, considering both intensity and migration of power peaks due to insertion of control rods into the core. Employing the multidimensional steady-state neutron diffusion equation in order to simulate the neutron flux, and using the Finite Difference Method. Furthermore, based on the axial power distribution on the largest heat flux rod, is carried out thermal analysis of this rod and associated coolant channel. For this purpose is employed the Fuel_Rod_3D code, it uses the Finite Element Method to model the fuel rod and the associated coolant channel, allowing the thermohydraulics simulation of a single rod discretized in three dimensions, considering the heat flux from the pellet, crossing the gap and the cladding until it reaches the coolant.

Thesis (M.S.)--Massachusetts Institute of Technology, Dept. of Nuclear Engineering, 1982. / MICROFICHE COPY AVAILABLE IN ARCHIVES AND SCIENCE. / Includes bibliographical references. / by Donald Kent Parsons. / M.S.

Thesis (Ph.D.)--Massachusetts Institute of Technology, Dept. of Nuclear Engineering, 1982. / MICROFICHE COPY AVAILABLE IN ARCHIVES AND SCIENCE. / Includes bibliographical references. / by Christopher Lloyd Hoxie. / Ph.D.

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