Este trabalho apresenta a medida do espectro de energia dos nêutrons no núcleo do Reator IPEN/MB-01. Para tal, foram inseridos detectores de ativação na forma de diminutas folhas metálicas no núcleo do reator, na região moderadora, utilizando um dispositivo articulado que permite que as folhas fiquem posicionadas na posição central do núcleo do reator, garantindo que todas as folhas sejam irradiadas na mesma posição. Os detectores de ativação foram selecionados de forma a cobrir grande parte do espectro de energia dos nêutrons no Reator, para tanto foram utilizadas folhas de Au197, Mg24, Ti48, In115, Sc45 entre outras. Após a irradiação os detectores de ativação foram submetidos a espectrometria gama num sistema de contagem de Germânio hiper-puro, o que possibilitou a obtenção da atividade de saturação por núcleo alvo, um dos principais dados de entrada do código computacional de desdobramento de espectro unfolding SANDBP, que através de um processo iterativo, ajusta o espectro que melhor se adequa ao conjunto de dados de entrada do código, composto principalmente pelas taxas de reação por núcleo alvo obtidas experimentalmente e um espectro inicial de entrada, neste caso obtido à nível celular pelo código Hammer-Technion para a célula representativa do núcleo do Reator, fornecendo assim a solução do espectro. / This work presents the neutron spectrum measurements in the Reactor IPEN/MB- 01 using very thin activation detectors in the metallic form, in reactor core, in moderator region. An articulated device allows that the foils are inserted in the central position of reactor core, ensuring that all the foils are irradiated in the same position. The activation detectors of different materials such Au197, Mg24, Ti48, In115, Sc45 and others, were selected to cover a large range of neutron spectrum. After the irradiation, the activation detectors were submitted to a spectrometry gamma by using a system of counting with high purity Germanium, to obtain the saturation activity per target nuclide. The saturation activity is one of the main data of input of unfolding code SANDBP, that through an iterative adjustment, modify the spectrum that better agree with the dataset of code input, composition mainly for measure reaction rate per target nuclide and a initial input spectrum, calculated for Hammer-Technion code, supplying a solution spectrum.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:12Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:51Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:57:18Z (GMT). No. of bitstreams: 1 05028.pdf: 9521463 bytes, checksum: 8a386f78270b1c225d259433bbd3167d (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

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Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-01-19T10:26:11Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-01-19T10:26:11Z (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 2014-10-09T12:27:12Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:51Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste trabalho é aplicada a metodologia da Análise Probabilística de Segurança nível 1 ao reator IEA-R1. Inicialmente são descritos os eventos iniciadores de acidentes identificados no reator para duas categorias: perda de vazão e perda de refrigerante primário. Dentre eles foram escolhidos dois eventos iniciadores para análise mais detalhada do acidente e obtenção da estimativa da freqüência de danos ao núcleo devido a sua ocorrência. Foram selecionados os seguintes eventos iniciadores: bloqueio de canal de refrigeração (maior probabilidade) e perda de refrigerante por grande ruptura da tubulação do circuito primário (maiores consequências). Para modelar a evolução do acidente a partir da ocorrência do evento iniciador e da atuação ou não dos sistemas de segurança utilizou-se Árvore de Eventos. Através de Árvore de Falhas, também foi avaliada a confiabilidade dos seguintes sistemas: sistema de desligamento do reator, isolamento da piscina, sistema de resfriamento de emergência (SRE) e sistema elétrico. Como resultados foram obtidas as estimativas das frequências de danos ao núcleo do reator e as probabilidades de falha dos sistemas analisados. As freqüências de danos ao núcleo mostraram-se dentro das margens esperadas, sendo da mesma ordem de grandeza que os encontrados para reatores similares. As confiabilidades dos sistemas de desligamento do reator, de isolamento da piscina e do SRE foram satisfatórias para as condições em que estes sistemas foram exigidos. Todavia, para o sistema elétrico seria recomendável uma análise para verificar a possibilidade de modernização a fim de aumentar a sua confiabilidade. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

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