Durante um acidente em uma usina nuclear, a integridade do vaso pressurizado deve ser assegurada. Em resposta a um possível derretimento do combustível nuclear, a atual geração de usinas possui um sistema para a injeção de água potável na cavidade do vaso pressurizado com intuito de resfriar sua parede, prevenindo danos a sua estrutura e evitando o vazamento de material radioativo. Esse estudo considerou o uso de água marinha como refrigerante para inundar a cavidade do vaso pressurizado combinado com a fixação de um estrutura porosa em forma de grade em sua parede externa como meio de aprimorar a margem de segurança durante a contenção de acidentes. Experimentos de longa duração para a ebulição em piscina de água marinha artificial foram conduzidos em uma superfície circular de cobre plana com 30 mm de diâmetro. Foi encontrado um fluxo de calor crítico de 1; 6 MW/m2 sob pressão atmosférica. Esse valor é significantemente maior que aquele obtido (1; 0 MW/m2) nas mesmas condições experimentais. Foi verificado que os depósitos de sais marinhos podem aumentar a molhabilidade e a capilaridade da superfície de teste, aprimorando assim o fluxo crítico. Combinando a água marinha e a fixação da estrutura porosa sobre a superfície de teste, verificou-se um melhora no coeficiente de transmissão de calor e no fluxo de calor crítico de até 110 % (2; 1 MW/m2), quando comparado a água destilada na superfície limpa, sem a instalação da estrutura. Após os experimentos, foi identificado que muitos dos poros presentes nas superfícies da estrutura porosa encontravam-se bloqueados devido ao aglutinamento de sais marinhos. Isso levou a conclusão que o aumento no valor do fluxo crítico observado para a água marinha artificial ocorreu devido, principalmente, a separação das fases líquida e gasosa do fluido na região próxima a superfície de teste, efeito proporcionado pela forma de grade da estrutura porosa, e ao aumento da molhabilidade e capilaridade da superfície devido a formação dos depósitos marinhos. / During a severe nuclear power plant accident, the integrity of the reactor pressure vessel must be assured. In response to a possible fuel meltdown, operators of the current generation of nuclear power plants are likely to inject water into the reactor pressure vessel to cool down the reactor vessel wall, preserving its integrity and avoiding leakage of radioactive material. This study considers the use of seawater to flood a reactor pressure vessel combined with the attachment of a honeycomb porous plate (HPP) on the vessel outer wall as a way to improve the safety margins for in-vessel retention of fuel. In long-duration experiments, saturated pool boiling of artificial seawater was performed with an upward-facing plain copper heated surface 30 mm in diameter. The resulting value for critical heat flux (CHF) was 1; 6 MW/m2 at atmospheric pressure, a value significantly higher than the CHF obtained when the working fluid was distilled water (1; 0 MW/m2). It was verified that sea-salt deposits could greatly improve surface wettability and capillarity, enhancing the CHF. The combination of artificial seawater and an HPP attached to the heated surface improved the boiling heat transfer coefficient and increased the CHF up to 110% (2; 1 MW/m2) as compared to distilled water on a bare surface. After the artificial seawater experiments, most of the wall micropores of the HPP were clogged because of sea-salt aggregation on the HPP top and bottom surfaces. Thus, the CHF enhancement observed in this case was attributed mainly to the separation of liquid and vapor phases provided by the HPP channel structure and improvement of surface wettability and capillarity by sea-salt deposition.

O estudo termo-hidráulico, utilizado para análise de acidentes e transientes em reatores nucleares, é feito com o uso de algumas ferramentas computacionais sofisticadas. Esses programas utilizam uma filosofia realista (best estimate) para análise de acidentes e transientes em reatores refrigerados à água leve do tipo PWR (Pressurized Water Reactor) e sistemas associados. O código RELAP5, objeto de nosso estudo, tem sido usado como uma ferramenta para o licenciamento de instalações nucleares no nosso país. Uma das maiores dificuldades na simulação de acidentes e transientes em uma instalação nuclear com o código RELAP5 é a quantidade de informações necessárias, que na maioria dos casos é muito grande. Além disso, existe a necessidade de uma quantidade razoável de operações matemáticas para os cálculos da geometria dos componentes. Portanto, a fim de facilitar a manipulação destas informações, percebeu-se a necessidade do desenvolvimento de um pré-processador amigável com o usuário, para realização desses cálculos e para elaboração dos dados de entrada do RELAP5. A ferramenta escolhida foi o MS-EXCEL, que apresentou grande potencialidade no desenvolvimento do pré-processador desejado. / Computational program are used for thermal hydraulic analysis of accidents and transients conditions in nuclear power plants. The RELAP5 code has been developed to simulate accidents and transients conditions, performing a best estimate analysis, in Pressurized Water Reactors (PWR) and auxiliary systems. The RELAP5 code, which has been used as a tool for licensing nuclear facilities in Brazil, is the objective of the study performed in this work. The main problem in using the RELAP5 code is the huge amount of information necessary to model the nuclear reactor and thus to simulate thermal-hydraulic accidents. Moreover, the RELAP5 code input data requires a large amount of mathematical operations to calculate the geometry of the plant components. Therefore, in order to make easier the data input for the RELAP5 code a friendly preprocessor has been developed. The preprocessor accepts basic information about the geometry of the plant components and performs all the calculations needed for the RELAP5 input. This preprocessor has been developed based on the MS-EXCEL software.

Orientador: Elias Basile Tambourgi / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Quimica / Made available in DSpace on 2018-08-04T19:28:53Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Dalle_HugoMoura_D.pdf: 6728358 bytes, checksum: 2c3bf749417a0e9182de201824e76cdd (MD5) Previous issue date: 2005 / Resumo: A utilização do método Monte Carlo na simulação do transporte de partículas em reatores nucleares é crescente e constitui uma tendência mundial. O maior inconveniente dessa técnica, a grande exigência de capacidade de processamento, vem sendo superado pelo contínuo desenvolvimento de processadores cada vez mais rápidos. Esse contexto permitiu o desenvolvimento de metodologias de cálculo neutrônico de reatores nas quais se acopla a parte do transporte de partículas, feita com um código de Monte Carlo, ao cálculo de queima e decaimento radioativo. Neste trabalho tal metodologia de simulação é implantada, validada para reatores de pesquisas, notadamente os do tipo TRIGA e finalmente utilizada na simulação neutrônica do reator TRIGA IPR ¿ RI do CDTN/CNEN. O sistema de códigos empregados é constituído pelos amplamente utilizados códigos MCNP4B (transporte por método Monte Carlo) e ORIGEN2.1 (queima e decaimento radioativo). Apesar dos esforços recentes no sentido de agrupar as duas etapas de cálculo, transporte e queima, em um único código, até o momento esta opção não está disponível e, portanto, um terceiro código é utilizado para realizar o acoplamento transporte/queima. Neste trabalho utilizou-se para tal o código MONTEBURNS. O sistema formado por estes três códigos permitiu obter os parâmetros neutrônicos de interesse do IPR ¿ R1 através apenas de simulação teórica, sem a necessidade de qualquer tipo de ajuste baseado em dados experimentais, em boa concordância com os valores medidos... Observação: O resumo, na íntegra, poderá ser visualizado no texto completo da tese digital / Abstract: The use of Monte Carlo methods in particles transport simulations of nuclear reactor is growing fast and constitutes a strong tendency all over the world. The major inconvenient of such techniques is the huge demand of processing power which has been surpassed the development of reactor physics calculation methodologies in which the particles transport part, made by a Monte Carlo transport code, is linked with the burnup and radioactive decay part of the simulation. On this work a such simulation methodology is made operational, validated for research reactors, mainly for TRIGA reactor and finally utilized for reactor physics simulation of the CDTN¿s TRIGA IPR ¿ R1. The adopted codes system is constituted by the widespreadly used codes MCNP4B (Monte Carlo transport) and ORIGEN2.1 (burnup and radioactive decay). In spite of the very recent efforts toward get together both, transport and burnup, in only one code at the moment this is a not available option and therefore, a third code is needed to carry out the linkage transport/burnup. MONTEBURS code was used to this purpose. This three codes system has allowed to obtain the physical parameters of IPR ¿ R1 calculated using only theoretical simulation without any kind of experimental adjustment or interaction between experiments and calculation in good agreement with measured values... Note: The complete abstract is available with the full electronic digital thesis or dissertations / Doutorado / Sistemas de Processos Quimicos e Informatica / Doutor em Engenharia Química

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:51:40Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:33Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A primeira reação nuclear em cadeia autosustentada controlada foi obtida em 2 de dezembro de 1942. Daí em diante, o crescimento da energia nuclear, inicialmente estimulado por fins militares, foi rápido. Ás aplicações civis no setor da geração de eletricidade foram adquirindo, ao longo do tempo, um papel sempre mais importante nas matrizes energéticas de muitos paises. Em 1987, 418 reatores nucleares no mundo estavam produzindo eletricidade em escala comercial. Dois terços destes reatores eram localizados em 7 países: Estados Unidos, União Soviética, França, Reino Unido, Alemanha, Canadá e Japão. Nos anos 90, o setor nuclear experimentou um grande retardo, devido principalmente ao acidente de Chernobyl e a uma revisão otimista das perspectivas de esgotamento das reservas de petróleo e dos outros combustíveis fosseis. Em 2005 o número de reatores para geração de eletricidade em operação no mundo era de 441, não muito diferente do numero de reatores em operação em 1987. Neste panorama o primeiro objetivo deste trabalho é analisar o estado da arte da geração núcleo elétrica e do ciclo do combustível nos países acima mencionados, partindo de uma revisão histórica. O caso do Brasil é abordado também por ser o país onde este trabalho é desenvolvido. Uma vez concluído o quadro da geração núcleo elétrica a nível internacional, são analisadas as novas tecnologias no setor da geração núcleo elétrica e as tendências e as iniciativas para o futuro da utilização da energia nuclear. São também abordadas as principais questões que sempre acompanharam o debate sobre a energia nuclear: a segurança, o meio ambiente, a proliferação e o mais moderno conceito de desenvolvimento sustentável. É importante antecipar que o objetivo deste trabalho não é de julgar os acontecimentos e de influenciar a opinião do leitor a favor da energia nuclear, mas de selecionar materiais e dados para informar e assim fornecendo um texto que seja uma coleção de informações e sugestões de aprofundamentos e não uma fonte de polêmicas. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Orientador: Elias Basile Tambourgi / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Quimica / Made available in DSpace on 2018-08-08T03:22:31Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Franco_MiltonBatista_D.pdf: 5657387 bytes, checksum: 9e99cd3d82f91d042547d9255ae0b274 (MD5) Previous issue date: 2006 / Resumo: Este trabalho teve como objetivo determinar os parâmetros f, a, índice espectral e temperatura de nêutrons na mesa (parada e girando) e no tubo central do REATOR IPR-R1, visando a aplicação da técnica de ativação neutrônica paramétrica ko. É um método monopadrão de análise química por ativação neutrônica de aplicação bastante geral que elimina preparações tediosas de curvas de padrões, com capacidade analítica quantitativa multielementar e com uma exatidão comparável ao método relativo clássico¿Observação: O resumo, na íntegra poderá ser visualizado no texto completo da tese digital / Abstract: This research intended to determine the nuclear parameters a, f, spectral index and neutron temperature in several irradiations positions of the TRIGA MARK I IPR-R1 reactor, for use on the parametric method ko in the CDTN. Ko is a monostandard method of neutron activation analysis. It is, on the whole, experimentally simple, flexible and an important tool for accurate and convenient standardization in instrumental multi-element analysis...Note: The complete abstract is available with the full electronic digital thesis or dissertations / Doutorado / Sistemas de Processos Quimicos e Informatica / Doutor em Engenharia Química

Orientador: Elias Basile Tambourgi / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Quimica / Made available in DSpace on 2018-08-04T05:25:21Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Mesquita_AmirZacarias_D.pdf: 6016264 bytes, checksum: 00f6515432485b46007d7639b12802fc (MD5) Previous issue date: 2005 / Resumo: O Reator Nuclear de Pesquisa TRIGA IPR-RI completou em novembro de 2004, 44 anos de operação. Inicialmente sua potência máxima era de 30 kW térmicos, posteriormente acrescentaram-se mais elementos combustíveis ao núcleo aumentando a potência para 100 kW, sendo esta a atual potência licenciada. Novos combustíveis foram acrescentados recentemente permitindo que a potência atinja níveis de 250 kW. O TRIGA IPR-RI é um reator de piscina com o núcleo refrigerado por circulação natural. Apesar dos vários trabalhos de pesquisa realizados nesta instalação, notadamente em ativação neutrônica, existe uma carência de dados termo-hidráulicos teóricos e experimentais sobre seu funcionamento. Sendo assim rea1izou-se-se uma série de testes experimentais dando enfoque a medidas de temperatura no centro do elemento combustível, no núcleo e no poço, com o reator operando em vários níveis de potência. As experiências aqui relatadas fazem parte da programação de pesquisas do CDTN/CNEN, que têm como objetivo comissionar o Reator TRIGA IPR-RI para a operação rotineira a 250 kW. Este trabalho descreve os estudos analíticos e experimentais realizados com o intuito de determinar a distribuição das temperaturas no reator. Desenvolveu-se uma metodologia para a calibração e monitoração da potência dissipada pelo núcleo, implantando assim novos canais de medida de potência por processo térmico. A condutividade térmica do elemento combustível e o coeficiente de transferência de calor de seu revestimento para o refrigerante foram avaliados experimentalmente. Foi proposta uma formulação para a determinação do valor da condu1ância na interface entre combustível e seu revestimento (gap). Os resultados experimentais foram comparados com valores teóricos encontrados na literatura. Como subsídio às experiências, desenvolveu-se um sistema e um programa de coleta e processamento de dados para o reator, capaz de acompanhar em tempo real e registrar seus - principais parâmetros operacionais. As experiências realizadas permitiram uma melhor compreensão do comportamento termofluidodinâmico do reator, ajudando no aperfeiçoamento de sua modelagem e contribuindo para a sua segurança operacional / Abstract: The TRIGA-IPR-R1 Research Nuclear Reactor has completed 44 years in operation in November 2004. Its initial nominal thermal power was 30 kW. In 1979 its power was increased to 100 kW by adding new fuel elements to the reactor. Recently some more fuel elements were added to the core increasing the power to 250 kW. The TRIGA-IPR-R1 is a pool type reactor with a natural circulation core cooling system. Although the large number of experiments had been carried out with this reactor, mainly on neutron activation analysis, there is not many data on its thermal-hydraulics processes, whether experimental or theoretical 80 a number of experiments were carried out with the measurement of the temperature inside the fuel element, in the reactor core and along the reactor pool. During these experiments the reactor was set in many different power levels. These experiments are part of the CDTN/CNEN research program, and have the main objective of commissioning the 1RIGA-IPR-Rl reactor for routine operation at 250 kW. This work presents the experimental and theoretical analyses to determine the temperature distribution in the reactor. A methodology for the calibration and monitoring the reactor thermal power was also developed. This methodology allowed adding others power measuring channels to 1he reactor by using thermal processes. The fuel thermal conductivity and the heat transfer coefficient from the cladding to the coolant were also experimentatly valued. It was also presented a correlation for the gap conductance between the fuel and the cladding. The experimental results were compared with theoretical calculations and with data obtained from technical literature. A data acquisition and processing system and a software were developed to help the investigation. This system allows on line monitoring and registration of the main reactor operational parameters. The experiments have given better comprehension of the reactor thermal-fluid - dynamics and helped to develop numerical models, contributing to operational safety improvements / Doutorado / Sistemas de Processos Quimicos e Informatica / Doutor em Engenharia Química

In modern high temperature nuclear reactors, silicon carbide (SiC) is used as the main diffusion barrier for the fission products in coated fuel spheres called TRISO particles. In the TRISO particle, pyrolytic carbon and SiC layers retain most of the important fission products like xenon, krypton and cesium effectively at temperatures up to 1000 oC. Previous studies have shown that 400 oC to 600 oC implantation of heavy ions into single crystal 6H-SiC causes the SiC to remain crystalline with many point defects and dislocation loops (damage). The release of Xe at annealing temperatures above 1400 oC is governed by the normal volume diffusion without any hindrance of trapping effects. In this study two phenomena in single crystal 6H-SiC implanted by 360 keV Xenon ions were studied using Rutherford Backscattering Spectroscopy (RBS) and channeling. Radiation damage and its annealing behavior at annealing temperatures ranging from 1000 oC to 1500 oC, and the diffusion of xenon in 6H-SiC at these annealing temperatures were investigated. 360keV xenon ions were implanted into a single crystalline wafer (6H-SiC) at 600 oC with a fluence of 1 × 1016 cm-2. The sample was vacuum annealed in a computer control Webb 77 graphite furnace. Depth profiles were obtained by Rutherford backscattering spectrometry (RBS). The same set-up was used to investigate radiation damage of the 6H-SiC sample by channeling spectroscopy. Isochronal annealing was performed at temperatures ranging from 1000 to 1500 °C in steps of 100 oC for 5 hours. Channeling revealed that the 6H-SiC sample retained most of its crystal structure when xenon was implanted at 600 °C. Annealing of the radiation damage took place when the sample was heat treated at temperatures ranging from 1000 oC to 1500 oC. The damage peak almost disappears at 1500 oC but the virgin spectrum was not achieved. This happened because of dechanneling due to extended defects like dislocations remaining in the implanted region. RBS profiles showed that no diffusion of the Xe occurred when the sample was annealed at temperatures from 1000 oC to 1400 oC. A slight shift of the xenon peak position towards the surface after annealing at 1400 °C was observed for 600 oC implantation. After annealing at 1500o C, a shift toward the surface accompanied by a broadening of the Xe peak indicating that diffusion took place. This diffusion was not accompanied by a loss of xenon from the SiC surface. The shift towards the surface is due to thermal etching of the SiC at 1400-1500 °C. Modern high temperature gas-cooled reactors operate at temperatures above 600 oC in the range of 750 oC to 950 oC. Consequently, our results indicate that the volume diffusion of Xenon in SiC is not significant in SiC coated fuel particles. / Dissertation (MSc)--University of Pretoria, 2014. / gm2014 / Physics / unrestricted

M.Phil. (Energy Studies) / This dissertation details the radiation shielding analysis and optimization performed to design a shield for the mineral-PET (Positron Emission Tomography) facility. PET is a nuclear imaging technique currently used in diagnostic medicine. The technique is based on the detection of 511 keV coincident and co-linear photons produced from the annihilation of a positron (produced by a positron emitter) and a nearby electron. The technique is now being considered for the detection of diamonds in Kimberlite rock, in which mineral-PET technology aims to improve diamond mining through the early detection of diamond bearing rocks. High energy photons are produced via Bremsstrahlung (which occurs when electrons from an accelerator, impinge on a high density target)...

Orientador : Elias Basile Tambourgi / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Quimica / Made available in DSpace on 2018-08-04T01:56:06Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Veloso_MariaAuxiliadoraFortini_D.pdf: 6659840 bytes, checksum: 9158a84e3db6fe7278b8e1cc55b8277e (MD5) Previous issue date: 2004 / Resumo: O programa computacional STHIRP-1 (Simulação Termo-Hidráulica de Reatores de Pesquisa), cujos fundamentos são descritos neste trabalho, utiliza os princípios da técnica de subcanais e tem a capacidade de simular, em condições estacionárias e transitórias, os fenômenos térmicos e hidráulicos que ocorrem no núcleo de um reator de pesquisa refrigerado a água sob regime de convecção natural. Os modelos e correlações empíricos necessários para descrição das grandezas do escoamento que não podem ser descritos por relações teóricas foram selecionados de acordo com as características de operação do reator. Apesar de o objetivo primeiro ser o cálculo de reatores de pesquisa, a formulação utilizada para descrever o escoamento do fluido e a condução térmica nos elementos aquecedores é suficientemente geral para estender o uso do programa a aplicações em reatores de potência e a outros sistemas térmicos que tenham as características representadas pelas equações do programa. Para demonstrar a capacidade analítica de STHIRP-1, foram feitas comparações entre resultados calculados e medidos no reator de pesquisa TRIGA IPR-R1 do CDTN/CNEN. Os resultados indicam que o programa reproduz com boa precisão dados experimentais de temperaturas de saída de subcanais. No entanto, resultados experimentais mais consistentes deverão ser usados no futuro para corroborar a validação do programa / Abstract: The STHIRP-1 computer program, which fundamentals are described in this work, uses the principles of the subchannels analysis and has the capacity to simulate, under steady state and transient conditions, the thermal and hydraulic phenomena which occur inside the core of a water-refrigerated research reactor under a natural convection regime. The models and empirical correlations necessary to describe the flow phenomena which can not be described by theoretical relations were selected according to the characteristics of the reactor operation. Although the primary objective is the calculation of research reactors, the formulation used to describe the fluid flow and the thermal conduction in the heater elements is sufficiently generalized to extend the use of the program for applications in power reactors and other thermal systems with the same features represented by the program formulations. To demonstrate the analytical capacity of STHIRP-1, there were made comparisons between the results calculated and measured in the research reactor TRIGA IPR-R1 of CDTN/CNEN. The comparisons indicate that the program reproduces the experimental data with good precision. Nevertheless, in the future there must be used more consistent experimental data to corroborate the validation of the program / Doutorado / Sistemas de Processos Quimicos e Informatica / Doutor em Engenharia Química

How people perceive risk or threats is important to many disciplines that seek to assist policy makers in developing policies, regulations and laws. Using the previous work of Slovic et al. (Fischhoff, Slovic, Lichtenstein, Read and Combs, 2000; Slovic P., 1992; Slovic, Fischhoff, and Lichtenstein, 2000) in development of the psychometric paradigm, a sample of residents (n=600) from a region with a large number of nuclear reactors was surveyed. The question set was expanded to include demographic questions to determine if they impact risk perception. Two aspects of risk perception were examined, perception of overall risk and perception of riskiness along specific dimensions of concern identified previously in the literature. For both risk and riskiness, respondents’ perceptions of nuclear power were compared to three other perceptions of technologies including use of modern farming methods using chemicals, railroad transportation and coal-generated electricity. The recent increase in public concern about nuclear power following the meltdowns at the Fukushima Dai-ichi nuclear power plant led to the expectation that nuclear power would be rated higher in overall risk and riskiness than the other three technologies consistent with Slovic’s earlier work on risk perception. This expectation was generally supported although respondents tended to perceive modern farming methods using chemical as similar in overall risk and riskiness to nuclear power. The research specifically tested five hypotheses concerning the impact of five demographic factors: gender, race, income, education and political orientation on the overall perception of risk and riskiness. Subsequent analysis using analysis of variance and linear regression found that select demographics only explained 2% of the risk perception for nuclear power generation.