Made available in DSpace on 2014-10-09T12:53:07Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:04Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP) / Uma nova metodologia para a medida absoluta da fração efetiva de nêutrons atrasados βeff, baseada em técnicas de análise de ruído microscópico e no modelo de Duas- Regiões, foi desenvolvida no reator IPEN/MB-01. Diferentemente das demais técnicas, tais como o Método de Bennet Modificado, o Método do Número de Nelson e o Método da fonte de 252Cf, a principal vantagem da metodologia proposta é a obtenção de βeff de um modo puramente experimental, sem a necessidade de quaisquer outros parâmetros, sejam estes calculados ou provenientes de outros experimentos. Com a finalidade de validar este novo método, uma série de experimentos Rossi-α e Feynman-α foram realizados no reator IPEN/MB-01. De acordo com a metodologia proposta, βeff foi estimado com uma incerteza de 0.67%, a qual atende aos requisitos de precisão almejados. Além disso, o tempo de geração de nêutrons prontos , dentre outros parâmetros, também foi obtido experimentalmente via esta metodologia. Em geral, os parâmetros medidos estão em acordo com resultados provenientes de experimentos de análise de ruído macroscópico. Nas comparações teoria-experimento, os valores de βeff medidos neste trabalho mostram que a biblioteca JENDL3.3 apresenta a melhor performance (dentro de 1%). Esta concordância justifica a redução no yield de fissão do 235U proposta por Sakurai e Okajima. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP / FAPESP:03/01261-0

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:26:15Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:38Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta um estudo da Física dos Sistemas dirigidos por Fontes Externas (ADS). É apresentada a definição de alguns parâmetros estáticos e cinéticos da Física do reator que são importantes na avaliação e definição destes sistemas. O objetivo é demonstrar que há diferenças nestes parâmetros quando o sistema está no nível crítico ou subcrítico. Além disso, o trabalho mostra as diferenças observadas nos parâmetros para diferentes modelos de cálculo. São mostradas nesta dissertação duas metodologias de cálculo: Gandini&Salvatores e Dulla e são calculados alguns destes parâmetros utilizando as duas metodologias. O código determinístico de transporte ANISN é utilizado no cálculo destes parâmetros. Numa configuração subcrítica do Reator IPEN/MB-01 dirigido por uma fonte externa de nêutrons são calculados alguns parâmetros físicos. No final do trabalho são apresentadas as conclusões obtidas através destes cálculos. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

The demand for computational tools that are capable to reliably predict the behavior of a nuclear reactor core in a variety of static and dynamic conditions does inevitably require a proper qualification of these tools for the intended purposes. One of the qualification methods is the verification of the code in question. Hereby, the correct implementation of the applied model as well as its flawless implementation in the code are scrutinized. The present work concerns with benchmarking as a substantial part of the verification of the three-dimensional, multigroup neutron kinetics model employed in the transient code POLCA-T. The benchmarking is done by solving some specified and widely used space-time kinetics benchmark problems and comparing the results to those of other, established and well-proven spatial kinetics codes. It is shown that the obtained results are accurate and consistent with corresponding solutions of other codes. In addition, a sensitivity analysis is carried out with the objective to study the sensitivity of the POLCA-T neutronics to variations in different numerical options. It is demonstrated that the model is numerically stable and provide reproducible results for a wide range of various numerical settings. Thus, the model is shown to be rather insensitive to significant variations in input, for example. The other consequence of this analysis is that, depending on the treated transient, the computing costs can be reduced by, for instance, employing larger time-steps during the time-integration process or using a reduced number of iterations. Based on the outcome of this study, one can finally conclude that the POLCA-T neutron kinetics is modeled and implemented correctly and thus, the model is fully capable to perform the assigned tasks.

L’étude des conséquences de la réaction sodium-eau (RSE) est un enjeu dans le cadre de la sûreté des futurs réacteurs à neutrons rapides à caloporteur sodium. Afin d'évaluer les conséquences de RSE dans des situations d'accident majeur, il est nécessaire de mieux comprendre la phénoménologie et notamment la quantité d'énergie libérée et la cinétique de libération. L'objectif est donc d’améliorer la compréhension de telles RSE pour prédire au mieux ses conséquences sur les équipements mécaniques alentours. Trois axes de travail ont été privilégiés, à savoir la recherche du déroulement des séquences accidentelles, un examen expérimental paramétrique, et une analyse de la phénoménologie avant le contact explosif. Dans un premier temps, une méthode arborescente d'analyse de risques a été croisée avec des méthodes de calcul d'effets. Cette analyse a permis d’imaginer comment le contact peut s'effectuer. Des études expérimentales démonstratives de l'influence du mode de mise en contact ont ensuite été effectuées afin d’approfondir certains aspects pratiques. L’analyse des nombreuses données recueillies conduit au développement d’un modèle d'interprétation phénoménologique, intégré dans une plateforme de simulation multi-physique. Bien que de nombreuses hypothèses simplificatrices soient réalisées, la prise en compte des transferts de chaleur transitoires permet de reproduire les observations expérimentales et notamment l'influence des conditions de mélange (masse de sodium et températures initiales) sur la phénoménologie. Ce travail d'étude de la phase de pré-mélange de l'explosion sodium-eau est pertinent au regard des méthodes de prédiction des chargements sur les structures. / Study of sodium-water reaction (SWR) consequences in open air represents a challenge in the frame of safety assessments of sodium fast reactors (SFR). In case of major accident and to predict consequences of SWR, it is necessary to better appreciate phenomena and especially quantity and rate of the energy releasement. The objective is thus to strengthen the understanding of such reactions in order to predict with lore accuracy its consequences on mechanical equipment in the surroundings. This work focuses on three areas : research of accidental sequences, experimental investigation, and phenomenological analysis before the explosive contact. At first, a tree structure risk analysis with calculations of dangerous phenomena permitted to suggest how the contact between reactants may happen. Then, demonstrative experimental studies were performed to deepen some practical aspects of the phenomenology, like the influence of the way the reactants get in contact. Data analysis conducted to the development of a phenomenological model, implemented into a software platform for numerical simulations. Although numerous hypothesis, transient heat transfer consideration enables to reproduce experimental observations, especially the influence of mixing conditions (sodium mass and initial temperatures) on the phenomenology. This study of the premixing step of sodium-water explosion is relevant in the frame of current prediction methods of mechanical loadings on structures.

Uma nova metodologia para a medida absoluta da fração efetiva de nêutrons atrasados βeff, baseada em técnicas de análise de ruído microscópico e no modelo de Duas- Regiões, foi desenvolvida no reator IPEN/MB-01. Diferentemente das demais técnicas, tais como o Método de Bennet Modificado, o Método do Número de Nelson e o Método da fonte de 252Cf, a principal vantagem da metodologia proposta é a obtenção de βeff de um modo puramente experimental, sem a necessidade de quaisquer outros parâmetros, sejam estes calculados ou provenientes de outros experimentos. Com a finalidade de validar este novo método, uma série de experimentos Rossi-α e Feynman-α foram realizados no reator IPEN/MB-01. De acordo com a metodologia proposta, βeff foi estimado com uma incerteza de 0.67%, a qual atende aos requisitos de precisão almejados. Além disso, o tempo de geração de nêutrons prontos , dentre outros parâmetros, também foi obtido experimentalmente via esta metodologia. Em geral, os parâmetros medidos estão em acordo com resultados provenientes de experimentos de análise de ruído macroscópico. Nas comparações teoria-experimento, os valores de βeff medidos neste trabalho mostram que a biblioteca JENDL3.3 apresenta a melhor performance (dentro de 1%). Esta concordância justifica a redução no yield de fissão do 235U proposta por Sakurai e Okajima. / A new method for absolute measurement of the effective delayed neutron fraction, βeff , based on microscopic noise experiments and the Two-Region Model was developed at the IPEN/MB-01 Research Reactor facility. In contrast with other techniques like the Modified Bennet Method, Nelson-Number Method and 252Cf-Source Method, the main advantage of this new methodology is to obtain the effective delayed neutron parameters in a purely experimental way, eliminating all parameters that are difficult to measure or calculate. In this way, Rossi-α and Feynman-α experiments for validation of this method were performed at the IPEN/MB-01 facility, and adopting the present approach, βeff was measured with a 0.67% uncertainty. In addition, the prompt neutron generation time, , and other parameters were also obtained in an absolute experimental way. In general, the final results agree well with values from frequency analysis experiments. The theory-experiment comparison reveals that JENDL-3.3 shows deviation for βeff lower than 1% which meets the desired accuracy for the theoretical determination of this parameter. This work supports the reduction of the 235U thermal yield as proposed by Okajima and Sakurai.

Uma nova metodologia para a medida absoluta da fração efetiva de nêutrons atrasados βeff, baseada em técnicas de análise de ruído microscópico e no modelo de Duas- Regiões, foi desenvolvida no reator IPEN/MB-01. Diferentemente das demais técnicas, tais como o Método de Bennet Modificado, o Método do Número de Nelson e o Método da fonte de 252Cf, a principal vantagem da metodologia proposta é a obtenção de βeff de um modo puramente experimental, sem a necessidade de quaisquer outros parâmetros, sejam estes calculados ou provenientes de outros experimentos. Com a finalidade de validar este novo método, uma série de experimentos Rossi-α e Feynman-α foram realizados no reator IPEN/MB-01. De acordo com a metodologia proposta, βeff foi estimado com uma incerteza de 0.67%, a qual atende aos requisitos de precisão almejados. Além disso, o tempo de geração de nêutrons prontos , dentre outros parâmetros, também foi obtido experimentalmente via esta metodologia. Em geral, os parâmetros medidos estão em acordo com resultados provenientes de experimentos de análise de ruído macroscópico. Nas comparações teoria-experimento, os valores de βeff medidos neste trabalho mostram que a biblioteca JENDL3.3 apresenta a melhor performance (dentro de 1%). Esta concordância justifica a redução no yield de fissão do 235U proposta por Sakurai e Okajima. / A new method for absolute measurement of the effective delayed neutron fraction, βeff , based on microscopic noise experiments and the Two-Region Model was developed at the IPEN/MB-01 Research Reactor facility. In contrast with other techniques like the Modified Bennet Method, Nelson-Number Method and 252Cf-Source Method, the main advantage of this new methodology is to obtain the effective delayed neutron parameters in a purely experimental way, eliminating all parameters that are difficult to measure or calculate. In this way, Rossi-α and Feynman-α experiments for validation of this method were performed at the IPEN/MB-01 facility, and adopting the present approach, βeff was measured with a 0.67% uncertainty. In addition, the prompt neutron generation time, , and other parameters were also obtained in an absolute experimental way. In general, the final results agree well with values from frequency analysis experiments. The theory-experiment comparison reveals that JENDL-3.3 shows deviation for βeff lower than 1% which meets the desired accuracy for the theoretical determination of this parameter. This work supports the reduction of the 235U thermal yield as proposed by Okajima and Sakurai.