Made available in DSpace on 2014-10-09T12:44:06Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:59Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06910.pdf: 5255495 bytes, checksum: 2b74036eb572f767eaeba0ba5d1da193 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / 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 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:43:12Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:31Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06442.pdf: 6689802 bytes, checksum: 46ba1e2b896e77a4288d24e80ac804ff (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:48:53Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:14Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09627.pdf: 6224254 bytes, checksum: 0192b8abd2aed7811607e803516e20a7 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:41:26Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:03:23Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta o estudo do efeito do refletor sobre o tempo de vida neutrônico do Reator IPEN/MB-01. O método empregado requer uma abordagem que leve em conta tanto o núcleo quanto o refletor, de modo que as equações de cinética pontual, as quais constituem a base teórica de todo desenvolvimento matemático, contemplem ambas as regiões do reator. A partir dessas equações, conhecidas como equações de cinética pontual do modelo duas regiões, são obtidas as expressões teóricas para as APSDs (Auto Power Spectral Densities), as quais são utilizadas para o ajuste por mínimos quadrados aos dados das APSDs experimentais obtidas em vários estados subcríticos. O tempo de geração de nêutrons prontos, o tempo de vida dos nêutrons no refletor e a fração desses nêutrons que retornam ao núcleo, são obtidos como parâmetros do ajuste. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:33:40Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:05Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / 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. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:44:06Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:59Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06910.pdf: 5255495 bytes, checksum: 2b74036eb572f767eaeba0ba5d1da193 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / 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