Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-12-08T15:26:10Z No. of bitstreams: 1 HELOISA FLORA BRASIL NÓBREGA BASTOS M.pdf: 2421806 bytes, checksum: 31e364d98e80cfcb1721b53a3d27bdd7 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-12-08T15:26:10Z (GMT). No. of bitstreams: 1 HELOISA FLORA BRASIL NÓBREGA BASTOS M.pdf: 2421806 bytes, checksum: 31e364d98e80cfcb1721b53a3d27bdd7 (MD5) Previous issue date: 1979-12 / Neste trabalho e estudada a metodologia do ajuste de seções de choque multigrupo utilizando parâmetros integrais. É feita uma síntese dos principais métodos existentes e o desenvolvimento matemático da adaptação de um deles. A partir deste método de referência a, e montado um sistema de calculo, reunindo as condições básicas para o funcionamento do processo de ajuste. A fim de testar o sistema desenvolvido e analisar diversos problemas que afetam o ajuste, foi feita uma série de ajustagens da seção de choque de fissão do U235 pertencente à biblioteca e à diluição infinita no sistema de cálculo para reatores rápidos do Instituto de Engenharia Nuclear.

Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-12-06T15:46:57Z No. of bitstreams: 1 MARCEL WAINTRAUB M.PDF: 3655540 bytes, checksum: 14c6160258ce2bd4675241d2e3b2ed9f (MD5) / Made available in DSpace on 2017-12-06T15:46:57Z (GMT). No. of bitstreams: 1 MARCEL WAINTRAUB M.PDF: 3655540 bytes, checksum: 14c6160258ce2bd4675241d2e3b2ed9f (MD5) Previous issue date: 1996-08 / Visando a otimização geral de projeto, queima controlada e remanejamento de combustível, desenvolvemos um simulador neutrônico-termodinâmico, SIRZ, que além de suficientemente preciso, propicia, já no cálculo de partida, uma economia de 75% em termos de tempo de processamento, quando comparado ao mesmo cálculo realizado com o código CITATION. A metodologia de calculo do SIRZ baseia-se na determinação do estado bi ou tridimensional a partir de cálculos unidimensionais interativamente acoplados, com seções de choque microscópicas (ou macroscópicas) corrigidas com o estado neutrônico-termodinâmico, a partir de um modelo simplificado de realimentação adequado ao simulador. Testamos a efetividade deste sistema de simulação através da realização de cálculos perturbativos, aplicados a reatores rápidos, que produziram erros menores do que 1% em todas as componentes do estado de referência obtido pelo código CITATION. Em vista destes resultados, estamos certos de que, embora com algumas limitações para as quais são sugeridas possíveis soluções, o simulador SIRZ se constituirá na peça fundamental do sistema de otimização de projetos que desejamos construir.

Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-12-06T16:13:53Z No. of bitstreams: 1 CARLOS ALBERTO CRURI RENKE M.pdf: 3428009 bytes, checksum: 9a7c0b775625692d07f5d3d969b56b46 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-12-06T16:13:53Z (GMT). No. of bitstreams: 1 CARLOS ALBERTO CRURI RENKE M.pdf: 3428009 bytes, checksum: 9a7c0b775625692d07f5d3d969b56b46 (MD5) Previous issue date: 1981-06 / Estuda-se a metodologia para cálculos de sensibilidade de parâmetros integrais de reatores rápidos para o ajuste de seções de choque multigrupo. Descreve-se os diversos métodos e teorias existentes, dando-se uma ênfase especial â teoria da perturbação variacional, integrante do código de sensibilidade VARI-1D utilizado neste trabalho. São definidos dois sistemas de cálculo e estruturado um conjunto de procedimentos e critérios, reunindo-se as condições necessárias para a determinação dos coeficientes de sensibilidade, sendo estes computados pelo método direto e pela teoria da perturbação variacional. Uma razoável quantidade de coeficientes de sensibilidade são computados e analisados para três montagens criticas rápidas, abrangendo uma faixa de especial interesse do espectro. Estes coeficientes foram determinados para diversos parâmetros integrais, para as seções de choque (de captura e fissão) do U-238 e Pu-239, cobrindo-se toda a faixa de energia ate 14,5 MeV. Os dados nucleares utilizados foram provenientes do sistema de cálculo CARNAVAL II, do Instituto de Engenharia. É feita uma otimização para cálculos de sensibilidade, dentro de uma sequência encadeada de procedimentos, obtendo-se, como estágio final, sensibilidades em macrogrupos de energia. / A study of the methodology for sensitivity calculations of integral parameters of fast reactors for the adjustment of multigroup cross sections is presented. A description of several existent methods and theories is given, with special emphasis being regarded to variational perturbation theory, integrant of the sensitivity code VARI-1D used in this work. Two calculational systems are defined and a set of procedures and criteria is structured gathering the necessary conditions for the determination of the sensitivity coefficients. These coefficients are then computed by both the direct method and the variational perturbation theory. A reasonable number of sensitivity coefficients are computed and analyzed for three fast critical assemblies, covering a range of special interest of the spectrum. These coefficients are determined for several integral parameters, for the capture and fission cross sections of the y-238 and Pu-239, covering all the energy range up to 14.5 MeV. The nuclear data used were obtained from the CARNAVAL II calculational system of the Instituto de Engenharia Nuclear, An optimization for sensitivity computations in a chainned sequence of procedures is made, yielding the sensitivities in the energy macrogroups as the final stage.

Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-12-14T12:01:40Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-12-14T12:01:40Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 1980-02 / Apresentamos neste trabalho uma versão modificada do cófigo lDX, capaz de realizar cálculos de evolução de combustível para reatores rápidos , empregando um método analítico. O código realiza, simultaneamente, os cálculos de seções de choque auto-protegidas, difusão a uma dimensão, queima de combustível, ajuste de composição crítica e simulação de recargas, simplificando grandemente os cálculos de evolução de combustível para reatores rápidos. O código foi otimizado nos aspectos de uso de memória, consumo de tempo na execução e racionalização dos dados de entrada necessários; os testes realizados demonstram o seu bom funcionamento.