Submitted by Maria Eneide de Souza Araujo (mearaujo@ipen.br) on 2015-02-25T13:57:02Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-02-25T13:57:02Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O Reator Nuclear de Pesquisa IEA-R1 em operação desde 1957 no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) é um dos reatores mais antigos do mundo em operação. Em algum momento no futuro, a exemplo de outros reatores, será desligado definitivamente. Antes de chegar este momento a organização operadora precisa planejar o futuro de suas instalações e definir o destino que pretende dar aos equipamentos e materiais radioativos e não radioativos que se encontram no interior das instalações. Estas questões devem estar contidas no chamado \"Plano de Descomissionamento Preliminar da Instalação\" que é o tema deste trabalho. O trabalho apresenta inicialmente uma visão geral sobre este tema e relaciona os objetivos gerais e específicos para sua realização, descrevendo a seguir, as diretrizes que a organização operadora deve considerar para formulação de um plano de descomissionamento. A estrutura atual do setor nuclear brasileiro enfatizando principalmente as normas utilizadas no gerenciamento do rejeito radioativo é apresentada. Uma descrição dos principais equipamentos do reator IEA-R1 que constituem o seu inventário radioativo e não radioativo é apresentada. O trabalho enfatiza também a experiência adquirida pelo corpo técnico do reator com as reformas e modificações realizadas na instalação durante sua vida útil. Esta experiência pode ser de grande valia por ocasião do descomissionamento do reator no futuro. Um experimento usando o método de espectrometria gama de alta resolução e cálculo computacional através da teoria de Monte Carlo foi realizado com o objetivo de se obter uma estimativa do volume de rejeito radioativo gerado pelo desmantelamento das paredes de concreto da piscina do reator. O custo do descomissionamento em função da estratégia escolhida é determinado utilizando o código CERREX. Por fim, é realizada uma discussão sobre as diferentes estratégias consideradas. Na base destas discussões conclui-se que a estratégia mais vantajosa a ser adotada no caso deste reator é aquela que preserva o seu prédio e instalações anexas, tendo em vista o grande volume de rejeito radioativo e custos sensivelmente maiores que resultariam com o seu desmantelamento. É sugerida a preservação de parte das equipes de operação, manutenção, proteção radiológica e física da instalação e utilização do prédio do reator e anexos para divulgação da energia nuclear através de sua transformação em um museu, uma vez que este foi o primeiro reator nuclear construído no Brasil e, desde sua inauguração, tem sido utilizado como forma de divulgação da energia nuclear no país. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-03-17T11:00:01Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-03-17T11:00:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste trabalho foram analisados diferentes parâmetros geométricos para canais de fluxo em células a combustível tipo PEMFC e sua influência no desempenho do sistema, utilizando a fluidodinâmica computacional. Na análise dos modelos matemáticos, verificou-se que o modelo de aglomerado inundado descreve com maior fidelidade o comportamento de células a combustível, enquanto as equações de Butler-Volmer não consideram as perdas por transporte de massa. Foram avaliadas as seções transversais retangular, trapezoidal e em degrau. O modelo com canais de seção retangular apresentou desempenho elétrico ligeiramente superior, porém os canais com seção trapezoidal propiciam um melhor gerenciamento de água. Em todos os aspectos estudados, os canais com seção em degrau se comportaram de forma análoga aos canais com seção trapezoidal, porém sua construção é menos complexa. Também foram analisadas as configurações serpentina e interdigitada em células de 5 cm², e sua influência na uniformidade da densidade de corrente. Não foram observadas diferenças significativas quanto à eficiência elétrica entre células com as duas configurações. A configuração interdigitada propiciou distribuição mais uniforme de geração de corrente, pois os reagentes são fornecidos em alta concentração por uma maior área da célula. Assim, esta configuração é preferível para aumento de escala. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Two numerical models have been developed to describe the volumetric changes during solidification in pure metals and alloys and to predict shrinkage defects in the castings of general three-dimensional configuration. The first model is based on the full system of the Continuity, Navier-Stokes and Enthalpy Equations. Volumetric changes are described by introducing a source term in the Continuity Equation which is a function of the rate of local phase transformation. The model is capable of simulating both volumetric shrinkage and expansion. The second simplified shrinkage model involves the solution of only the Enthalpy Equation. Simplifying assumptions that the feeding flow is governed only by gravity and solidification rate and that phase transformation proceeds only from liquid to solid allowed the fluid flow equations to be excluded from consideration. The numerical implementation of both models is based on an existing proprietary general purpose CFD code, FLOW-3D, which already contains a numerical algorithm for incompressible fluid flow with heat transfer and phase transformation. An important part of the code is. the Volume Of Fluid (VOF) algorithm for tracking multiple free surfaces. The VOF function is employed in both shrinkage models to describe shrinkage cavity formation. Several modifications to FLOW-3D have been made to improve the accuracy and efficiency of the metal/mould heat transfer and solidification algorithms. As part of the development of the upwind differencing advection algorithm used in the simulations, the Leith's method is incorporated into the public domain twodimensional SOLA code. It is shown that the resulting scheme is unconditionally stable despite being explicit.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:33:05Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:06Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:41:14Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:34Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-03-17T10:41:16Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-03-17T10:41:16Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:33:05Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:06Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste trabalho, propõe-se um estudo para verificação do impacto da redução na concentração de urânio nas placas laterais dos elementos combustíveis do reator IEA-R1, nas análises neutrônica e termo-hidráulica. Ao se desenvolver o referido trabalho, reproduziu-se estudo conduzido anteriormente pelo IPEN-CNEN/SP, simulando a queima de elementos combustíveis, cujas placas laterais apresentam densidade de urânio reduzida para 50, 60 e 70% em relação às demais placas do elemento combustível. Tal estudo inicia-se com a análise neutrônica, cujo primeiro passo é o cálculo das seções de choque dos materiais presentes no núcleo a partir de suas concentrações iniciais, com a utilização do código computacional HAMMER; o segundo passo é o cálculo dos fluxos de nêutrons dos grupos rápido e térmico e das densidades de potência nos elementos combustíveis estudados em modelagem do núcleo feita no código computacional CITATION, que utiliza os dados gerados pelo HAMMER. Terminada a análise neutrônica e definidos os elementos combustíveis mais críticos com maior densidade de potência, executa-se a análise termo-hidráulica, que utiliza o modelo termo-hidráulico MCTR-IEA-R1, o qual é baseado no pacote comercial EES. A densidade de potência gerada pelo CITATION é utilizada como dado de entrada da análise termo-hidráulica nas equações de balanço de energia do modelo para o cálculo das temperaturas nos pontos de interesse. Neste trabalho, é feita a comparação da operação do reator com três diferentes densidades de urânio nas placas laterais. Concluiu-se que a redução da densidade de urânio contribui para que a temperatura da superfície do revestimento não ultrapasse o limite estabelecido como condição de operação do reator; não há impacto significativo na queima final dos elementos combustíveis, nem na reatividade do reator IEA-R1. A redução de urânio nas placas laterais dos elementos combustíveis do reator IEA-R1 mostrou ser uma opção viável para evitar problemas de corrosão devido a altas temperaturas. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:41:14Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:34Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O objetivo deste trabalho foi desenvolver um software, de fácil operação e eficiente, para determinar a difusividade térmica de biomateriais. A necessidade de se conhecer a difusividade térmica de materiais como, por exemplo, esmalte e dentina, é essencial para o estabelecimento de protocolos de utilização clínica laser, para evitar danos colaterais ao paciente. O software desenvolvido, denominado CZ ThermaDiff, baseia-se no processamento de imagens térmicas adquiridas por uma câmera termográfica no infravermelho (ThermaCam SC3000, FLIR System, EUA). Foi desenvolvido em ambiente LabView, o que permitiu criar um painel de controle de fácil operação, contendo apenas duas funções básicas (Start e Stop). O software arquiva os dados em formato de tabela contendo todas as medidas de difusividade térmica, suas médias para intervalos de 10 °C e suas respectivas temperaturas, para uma amostra. Foi observado, tanto para o esmalte quanto para a dentina, que os valores de difusividade não são constantes e aumentavam em função da temperatura. Os valores encontrados foram aplicados a um modelo de transferência de calor, simulando um dente molar humano com as seguintes estruturas: esmalte, dentina e polpa. O modelo baseia-se no método de resistores térmicos, sendo que para a polpa foi utilizado o modelo de difusão de calor, considerando a circulação sanguínea. Os valores de temperatura obtidos neste modelo teórico, utilizando difusividades dependentes da temperatura foram maiores que as obtidas com um valor constante de difusividade, medido à temperatura ambiente. Este fato realça a importância da mensuração da difusividade em função da temperatura e da interface desenvolvida neste trabalho. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-03-17T10:41:16Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-03-17T10:41:16Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta um novo método para o cálculo dos coecientes de sensibilidade, através da união do metodo diferencial e da teoria da perturbação generalizada, que são os dois métodos tradicionalmente utilizados em física de reatores para a obtenção de tais grandezas. Esses dois métodos apresentam algumas deciências tornando os cálculos dos coeficientes de sensibilidade lentos ou computacionalmente exaustivos, mas unindo-os e possível eliminar as deciências apresentadas por ambos e obter uma nova equação para o coe- ciente de sensibilidade. O método proposto neste trabalho foi aplicado em um reator do tipo PWR , onde foi feita análise de sensibilidade da produção e da razão de conversão do 239Pu, para um ciclo de 120 dias de queima. O código utilizado para a análise de queima e análise de sensibilidade, o CINEW, foi desenvolvido durante este trabalho e os resultados obtidos foram comparados com os códigos amplamente utilizados em física de reatores, como o CINDER e o SERPENT. As conclusões obtidas foram que o novo método matemático para a obtenção dos coeficientes de sensibilidade e o CINEW, além de fornecer agilidade numérica também presentam eciência e segurança. Pois o novo método matemático para a obtenção dos coeficientes quando comparados com os métodos tradicionais utilizados para a análise de sensibilidade, mostram resultados satisfatórios, mesmo quando o método utiliza aproximações matemáticas que diferem do método proposto, e com a vantagem de não apresentar as deciências apresentadas pelos métodos diferencial e da teoria da perturbação generalizada. As análises de queima obtidas pelo CINEW foram comparadas com o CINDER, que mostraram uma diferença aceitável, apesar do CINDER apresentar alguns problemas computacionais que advém da época em que foi feito. A originalidade deste trabalho e a aplicação do método proposto em problemas que envolvem dependência temporal e a elaboração do primerio código nacional que faz análise de queima e análise de sensibilidade. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / 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