Cette thèse consiste en une étude préparatoire de la mesure du rapport alpha de l'233U entre 1eV et 10keV, facteur nécessaire pour calculer le pouvoir de régénération de réacteurs basés sur le cycle 232Th/233U. Cette mesure peut être effectuée au LPSC, sur la plateforme PEREN qui est composée d'un spectromètre à temps de ralentissement au plomb couplé à un GEnérateur de NEutrons Pulsé Intense (GENEPI). Les taux de capture et de fission sont mesurés grâce à 8 scintillateurs YAP utilisés en coïncidence et entourant une chambre à fission. Des mesures préliminaires sur l'235U ont présenté un rapport signal sur bruit très faible malgré les améliorations successives apportées. Les contributions du bruit de fond ont été comprises et quantifiées expérimentalement et via des simulations (MCNP et GEANT4). Il est cependant indispensable d'améliorer le rapport signal sur bruit d'au moins un ordre de grandeur pour obtenir la capture d'un élément fissile sur un tel dispositif expérimental.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:49:19Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:17Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09672.pdf: 6449551 bytes, checksum: fc741e642f1069dc9671f312a9c4532b (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:26:35Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:47Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP / FAPESP:08/55686-6

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:49:19Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:17Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09672.pdf: 6449551 bytes, checksum: fc741e642f1069dc9671f312a9c4532b (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:26:35Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste trabalho foram determinados experimentalmente os índices espectrais 28r* e 25d* e o fator de eficiência de contagem gama através da técnica de varredura gama de varetas combustíveis no reator nuclear IPEN/MB-01. A vantagem deste método experimental consiste no fato de terem sido eliminados a maioria dos fatores de correção advindos dos cálculos, permanecendo somente os fatores de rendimento médio de fissão e a fração de fissão no 235U na determinação do 25d*. Os experimentos foram efetuados com luvas de cádmio de diferentes espessuras: 0,55 mm, 1,10 mm e 2,20 mm. As incertezas experimentais inferiores a 1% e a excelente caracterização dos dados geométricos e materiais do reator IPEN/MB-01 permitem utilizar os resultados obtidos como benchmark para a validação de bibliotecas de dados nucleares. Sendo assim, foi utilizado o programa MCNP-5 com as bibliotecas de dados nucleares: ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII.0, JENDL-3.3 e JEFF-3.1. A comparação entre os valores advindos dos cálculos e os resultados experimentais mostrou que houve progressos sensíveis com as bibliotecas de dados nucleares atuais. Os desvios entre a comparação dos valores calculados e os resultados experimentais são inferiores a 2 %, sendo que o melhor desempenho foi obtido com a biblioteca de dados nucleares ENDF/B-VII.0 e a incerteza máxima na comparação dos resultados foi de -1,4 %, para as bibliotecas de dados nucleares JEFF-3.1 e JENDL-3.3. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:47Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP) / Neste trabalho foram desenvolvidos calculos neutrônicos, termo-hidráulicos e de segurança para avaliar a seguranca operacional de um dispositivo de irradiação a ser colocado no núcleo do reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. Este dispositivo de irradiação é utilizado para alojar miniplacas de combustvel do tipo dispers~ao de U3O8-Al e U3Si2-Al, com 19,75% em peso de 235U e densidades, respectivamente, de ate 3,2 gU/cm3 e 4,8 gU/cm3. Estas miniplacas serão irradiadas a queimas acima de 50% do 235U, de forma a qualificar este tipo de dispersão para utilização no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), em concepção. Para os calculos neutrônicos, foram utilizados os programas computacionais 2DB e CITATION. O programa FLOW foi utilizado para determinar o fluxo de refrigerante no irradiador, permitindo o cálculo das temperaturas máximas atingidas nas miniplacas de combustível com o programa MTRCR-IEA-R1. Um Acidente de Perda de Refrigerante (APR) foi analisado com os programas computacionais LOSS e TEMPLOCA, permitindo o cálculo das temperaturas nas miniplacas de combustível após o esvaziamento da piscina do reator. Os cálculos demonstraram que a irradiação deverá ocorrer sem consequências adversas no núcleo de reator IEA-R1. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP / FAPESP:08/55686-6

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Made available in DSpace on 2014-10-09T12:43:07Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:03Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutoramento) - IPEN Apendices / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP