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 / Um dos parâmetros fundamentais da física de reatores é a curvatura do fluxo de nêutrons (Buckling) do núcleo do reator. Ele está relacionado com outros parâmetros importantes, tais como as taxas de reação, potencia de operação, queima de combustível, entre outros. Num reator crítico, o Buckling depende das características geométricas e de material do núcleo do reator. Este trabalho apresenta os resultados do Buckling experimental para o reator nuclear IPEN/MB-01 em sua configuração cilíndrica com 28 barras de combustível ao longo de seu diâmetro. O IPEN/MB-01 é um reator de potência zero projetado para operar em uma potência máxima nominal de 100 watts. É uma instalação nuclear versátil que permite a simulação de todas as características de um grande reator nuclear e ideal para este tipo de medição. Foi realizado um mapeamento do fluxo de nêutrons no interior do reator e, assim, determinado o Buckling total da configuração cilíndrica. O reator foi operado durante uma hora para cada experimento. Em seguida, a taxa de reação nuclear das varetas de combustível foram medidas por espectrometria gama em um detector de germânio hiper-puro (HPGe) que escaneou as varetas axial e radialmente. Foram analisados os fótons gama do 239Np ( 276,6 keV ), gerado a partir da captura de nêutrons epitérmicos e rápidos, e do 143Ce ( 293,3 keV ), gerado por fissão em ambos 238U e 235U, respectivamente. Foram analisadas as direções axial e radial. Outras medições foram realizadas com fios e folhas de ouro nas direções radial e axial do núcleo do reator. O Buckling total obtido a partir da média ponderada dos três métodos medidos é de 96,55 ± 7,47 m-2. Os objetivo dos valores experimentais obtidos é obter um conjunto de dados experimentais que permitam uma comparação direta com valores calculados pelos códigos de Física de Reatores CITATION e MCNP. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Pedro Silva Filho (pfsilva@ipen.br) on 2017-11-17T17:27:31Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-11-17T17:27:31Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico (CNPq) / Os elementos de combustível de um reator nuclear de pesquisa tipo MTR (\"Material Testing Reactor\") são, em sua grande maioria, formados por placas de combustível revestidas com alumínio contendo no cerne silicileto de urânio (U3Si2) disperso em matriz de alumínio. Essas placas possuem espessura da ordem de milímetros e comprimentos muito maiores em relação à sua espessura. Elas são dispostas paralelamente no conjunto que forma o elemento combustível, de maneira a formar canais entre elas com poucos milímetros de espessura, por onde escoa o fluido de refrigeração (água leve ou água pesada). Essa configuração, associada à necessidade de um escoamento com altas vazões para garantir o resfriamento das placas em operação, pode gerar problemas de falhas mecânicas das placas de combustível devido às vibrações induzidas pelo escoamento nos canais e, consequentemente, acidentes de proporções graves no caso de velocidade crítica que possa gerar o colapso das placas. Embora não haja ruptura das placas de combustível durante o colapso, as deflexões permanentes excessivas das placas podem causar bloqueio do canal de escoamento no núcleo do reator e levar ao superaquecimento nas placas. Para este trabalho, foram desenvolvidas uma bancada experimental com capacidade para altas vazões volumétricas (Q=100 m3/h) e uma seção de testes que simula um elemento combustível do tipo placa com três canais de resfriamento. A seção de testes foi construída com placas de alumínio e acrílico e foi instrumentada com sensores de deformação, sensores de pressão, um acelerômetro e um tubo de pitot. As dimensões da seção de testes foram baseadas nas dimensões do Elemento Combustível do Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), cujo projeto está sendo coordenado pela Comissão Nacional de Energia Nuclear - CNEN. Os experimentos realizados alcançaram o objetivo de chegar à condição de velocidade crítica de Miller com o colapso das placas. A velocidade crítica foi atingida com 14,5 m/s levando a consequente deformação plástica das placas que formam o canal do escoamento. O canal central na entrada da seção de testes apresentou uma abertura de 3 mm em seu centro, causando um grande bloqueio do escoamento nos canais laterais. Este comportamento foi v constatado visualmente durante a desmontagem da seção de testes, ilustrado e discutido na análise de resultados apresentado neste trabalho. O bloqueio dos canais também foi observado por meio de gráficos de queda de pressão e por gráficos das deformações da entrada, centro e saída das placas contra a velocidade média da seção de testes. Observou-se uma queda da resistência hidráulica da seção de testes devido ao aumento da seção transversal de escoamento no canal central e um aumento exponencial das deformações quando da ocorrência da velocidade crítica. Comparativamente, o valor experimental obtido para velocidade crítica na seção de testes foi da ordem de 85% do valor obtido por cálculo com a expressão teórica de Miller. Os experimentos realizados permitiram um melhor entendimento da interação fluido estrutura em elementos de combustível tipo placa como: valores de frequências de vibrações naturais, instabilidade fluido elástica e desenvolvimento de técnicas para a detecção de valores de velocidade crítica. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP / CNPq:481193/2012-0

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

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

Submitted by Mery Piedad Zamudio Igami (mery@ipen.br) on 2017-03-10T16:45:35Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-03-10T16:45:35Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP) / O presente estudo foi realizado para verificar a possibilidade de redução do núcleo do reator IEA-R1 do IPEN/CNEN-SP. Cálculos neutrônicos foram desenvolvidos para um conjunto de novas configurações para que, a posteriori, a análise termo-hidráulica e de segurança pudessem ser realizadas. As novas configurações analisadas são menores por diversos motivos, como obter uma melhor utilização do combustível, melhor distribuição dos fluxos de nêutrons, dentre outros. Para que se possa atingir tais configurações, a densidade de Urânio no combustível deve ser aumentada. Neste estudo, combustíveis de U3Si2-Al com 4,8gU/cm3 foram testados e novos núcleos para o reator IEA-R1 foram propostos e discutidos. A análise neutrônica não impõe restrições aos núcleos estudados. A análise termohidráulica mostrou que as margens de segurança e os perfis de temperatura ao longo das placas combustíveis não excedem os limites de projeto. Os coeficientes de temperatura obtidos para os novos núcleos, no caso isotérmico, são todos negativos, conforme desejado. A queima mostrou que núcleos supercompactos não apresentam excesso de reatividade suficiente para o funcionamento dos mesmo, ao se utilizar combustíveis com 4,8gU/cm3. Um APR (Acidente de Perda de Refrigerante) foi simulado para os núcleos remanescentes. A ruptura da fronteira do primário se mostrou o acidente mais crítico, devido ao curto tempo para o esvaziamento completo da piscina do reator. As temperaturas atingidas após o descobrimento foram calculadas e não excedem aquelas cujos valores propiciam empolamento nas placas combustíveis (475 °! a 550 °!), uma vez que se obedeça os tempos de esvaziamento seguro da piscina para as novas configurações. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear ) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP / FAPESP: 11/17090-7

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-08-26T11:43:46Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-08-26T11:43:46Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O Ipen/Cnen-SP possui um Reator de Pesquisa(IEA-R1) em operação desde 1957. Ele utiliza água leve como blindagem, moderador e como fluido refrigerante, o volume desta piscina é de 273m3. Até 1995 a operação do Reator era descontinua, ou seja, operava diariamente sendo desligado no final do dia, a uma potência de 2,0 MW. A partir daquele ano, após algumas modificações de segurança, o Reator passou a operar de forma continua, ou seja, de segunda-feira a quarta-feira sem ser desligado, totalizando 64 horas semanais. A potência também foi aumentando até 4,5 MW em 2012. Em virtude dessas alterações, a saber, operação contínua e do aumento da potência, as doses dos trabalhadores aumentaram e por isso foram realizados vários estudos para diminui-las. Estudos demonstraram que uma das principais limitações para operação de um reator em potência elevada, provém das radiações gama emitidas pelo sódio-24. Outros elementos como magnésio-27, Alumínio-28, Argônio-51, contribuem de forma considerável para a atividade da água da piscina. A introdução de uma camada de água quente em sua superfície, estável e isenta de elementos radioativos com 1,5m a 2m de espessura constituiria uma blindagem às radiações provenientes dos elementos radioativos dissolvidos na água. Estudos de otimização provaram que a instalação da camada quente não era necessária para o regime e potência atual de operação do Reator, pois outros procedimentos adotados eram mais eficazes. A partir desta decisão o serviço de Proteção Radiológica do Reator IEA-R1, montou um programa de avaliação das doses para certificar-se de que elas se mantinham em valores razoáveis baseados em princípios estabelecidos em normas nacionais e internacionais. O intuito deste trabalho é realizar uma análise das doses individuais dos IOE (Individuo Ocupacionalmente Expostos), considerando as mudanças no regime de operação do Reator e sugerir opções de proteção e segurança, viáveis em primeira instância, para reduzir as doses analisadas, visando se chegar aos níveis de referencia de 3 mSv/ano adotados pela instalação em apreço. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-12-21T17:48:50Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-12-21T17:48:50Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Após o aumento de potência do reator IEA-R1 de 2 MW para 5 MW observou-se um aumento da taxa de corrosão nas placas laterais de alguns elementos combustíveis e algumas dúvidas surgiram com relação ao valor de vazão utilizada nas análises termo-hidráulicas. A fim de esclarecer e medir a distribuição de vazão real pelos elementos combustíveis que compõe o núcleo do reator IEA-R1, um elemento combustível protótipo, sem material nuclear, chamado DMPV-01 (Dispositivo para Medida de Pressão e Vazão), em escala real, foi projetado e construído em alumínio. A vazão no canal entre dois elementos combustíveis é muito difícil de estimar ou ser medida. Esta vazão é muito importante no processo de resfriamento das placas laterais. Este trabalho apresenta a concepção e construção de um elemento combustível instrumentado para medir a temperatura real nestas placas laterais para melhor avaliar as condições de resfriamento do combustível. Quatorze termopares foram instalados neste elemento combustível instrumentado. Quatro termopares em cada canal lateral e quatro no canal central, além de um termopar no bocal de entrada e outro no bocal de saída do elemento. Existem três termopares para medida de temperatura do revestimento e um para a temperatura do fluido em cada canal. Três séries de experimentos, para três configurações distintas, foram realizadas com o elemento combustível instrumentado. Em dois experimentos uma caixa de alumínio foi instalada ao redor do núcleo para reduzir o escoamento transverso entre os elementos combustíveis e medir o impacto na temperatura das placas externas. Dada a tamanha quantidade de informações obtidas e sua utilidade no projeto, melhoria e capacitação na construção, montagem e fabricação de elementos combustíveis instrumentados, este projeto constitui um importante marco no estudo de núcleos de reatores de pesquisa. As soluções propostas podem ser amplamente utilizadas para outros reatores de pesquisa. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP