Made available in DSpace on 2014-10-09T12:48:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:57:45Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09250.pdf: 2620343 bytes, checksum: 7c7a04350dced4d288c23f2472f9b667 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:28:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:26Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A instalação do IPEN para pesquisas em BNCT (Terapia por Captura de Nêutrons em Boro) utiliza o canal de irradiação número 3 do reator IEA-R1, no qual tem-se um campo misto de radiação nêutrons e gama. As pesquisas em andamento necessitam que o campo de radiação, na posição de irradiação de amostra, tenha na composição os nêutrons térmicos maximizados e os componentes de nêutrons epitérmicos, rápidos e radiação gama minimizados. Este trabalho foi desenvolvido com o objetivo de avaliar se o campo de radiação atual na instalação é adequado aos trabalhos em BNCT. Para cumprir com este objetivo, uma metodologia para dosimetria de nêutrons térmicos e radiação gama em campos mistos de altas doses, que não era disponível no IPEN, foi implantada no Centro de Engenharia Nuclear do IPEN, utilizando dosímetros termoluminescentes TLDs 400, 600 e 700. Para as medidas de fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos foram utilizados detetores de ativação de ouro aplicando a técnica de razão de cádmio. Um simulador antropomórfico cilíndrico composto de discos de acrílico foi desenvolvido e testado na instalação e para obter valores teóricos do fluxo de nêutrons e a dose ao longo do simulador antropomórfico foi utilizado o código computacional DOT 3.5. Na posição correspondente a aproximadamente metade do comprimento do cilindro do simulador antropomórfico, foram obtidos os seguintes valores: fluxo de nêutrons térmicos (2,52 ± 0,06).108n/cm2s, epitérmicos (6,17 ± 0,26).107n/cm2s, dose absorvida devido a nêutrons térmicos de (4,2 ± 1,8)Gy e devido a radiação gama (10,1 ± 1,3)Gy. Os valores obtidos mostram que os fluxos de nêutrons térmicos e epitérmicos são adequados para os estudos em BNCT, porém, a dose devido a radiação gama está elevada, indicando que a instalação deve ser aprimorada. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

The Master Thesis deals with the use of thorium nuclear fuel in accelerator driven systems. Basic principle of ADS, present situation and future possibilities are described in this work. The main goal of the work is determination of neutron flux in spallation target QUINTA. In December 2013, an experiment was performed at Joint Institute for Nuclear Research, Dubna. Samples of cobalt, situated at different positions in QUINTA target, were irradiated in secondary neutron field generated by deuteron beam of energies 2 AGeV and 4 AGeV and beam of C-12 with energy 2 AGeV. The samples were measured with the use of germanium semiconductor detectors and analysed using gamma-ray spectrometry. Reaction rates of Co-59 products were determined. Neutron flux was determined in setup QUINTA on the base of experimental reaction rates. Experimental reaction rates were compared with calcula1tion of MCNPX code.

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. / The experiments performed and presented in this thesis results in the neutronic characterization of the core with cylindrical configuration with 30 fuel rods diameter and a space, created by the removal of 16 central rods, filled with light water (H2O) or heavy water (D2O) in the IPEN/MB-01 nuclear research reactor. In these cores were performed experiments of nuclear channels correlation, control rod worth and irradiation of activation detectors of various materials in foils shapes, whose energy performances cover much of the reactor core neutron spectrum, to obtain nuclear parameters, such as, reactivity excesses, total reactivities, saturated activities per target nucleus, spectral ratios, cadmium ratios and multigroup neutron flux. Activation gold wires detectors were irradiated in radial part to obtain the spatial forms of thermal and epithermal neutron fluxes. The results show the spectral characteristics of this new configuration with the space of 16 fuel rods filled with the two moderator materials. In the space with light water there was a significant increase of 294% of the thermal neutron flux compared to standard rectangular configuration of 28×26 fuel rods. With heavy water the system reactivity was increased, more ρ = (783 ± 54) pcm in excess reactivity than in the light water configuration. The calculated results were simulated in computational codes MCNP5, SANDBP and CITATION, where accurate and precise results were obtained for saturated activities per target nucleus, the energy and spatial distributions of the neutron fluxes for the active part and part of the reflector and the direct comparisons of cross sections between the experimental and calculated spectral ratios.

Este trabalho apresenta os resultados dos valores de fluxo de nêutrons obtidos a partir da implantação de uma armadilha de nêutrons no núcleo do Reator IPEN/MB-01. Foram analisadas várias configurações de armadilhas implantadas no núcleo do reator IPEN/MB-01 de forma a se eleger a armadilha mais eficiente. Para a caracterização energética, foram irradiados no centro da armadilha de nêutrons, detetores de ativação de vários materiais diferentes (Au, Sc, In, Ti, Ni). As respectivas espectrometrias gama desses elementos após a irradiação com e sem cobertura de cádmio, forneceram valores experimentais das taxas de reação nuclear (atividade de saturação) por núcleo alvo e as respectivas incertezas que servem de entrada ao código SANDBP que calculou o espectro de energia dos nêutrons no centro do Flux-Trap em 50 grupos de energia, utilizando-se dos espectros de entrada calculados na posição de irradiação (centro do \"Flux Trap\") por códigos de Física de Reatores. Os resultados obtidos constataram um aumento do fluxo de nêutrons térmico no centro da armadilha da configuração 203 em relação a configuração sem armadilha (padrão) da ordem de 350% sem contudo haver a necessidade de se aumentar a potência do reator. Foram também efetuadas comparações entre os espectros desdobrados obtidos pelo SANDBP, em relação aos calculados pelos códigos MCNP-4C e XSDRNPM. A caracterização espacial do fluxo de nêutrons térmicos é feita com folhas de ativação na forma de uma liga infinitamente diluída em massa de 1% de Au e 99% de Al em alguns pontos internos da configuração 203 (axialmente ao Flux Trap\" e adjacências radiais) e os resultados mostraram um aumento significativo da magnitude de seus valores quando comparados a configuração padrão retangular. / This paper presents the results of the neutron flux values obtained from the deployment of a Flux Trap of neutrons in the reactor core IPEN/MB-01. We analyzed several configurations of Flux Traps deployed in the reactor core IPEN/MB-01 in order to get elected to Flux Trap configuration more efficient. To characterize the neutron spectrum were irradiated in the center of the Flux Trap activation detectors of different materials (Au, Sc, In, Ti, Ni). The respective gamma spectroscopy of these elements after irradiation with and without cadmium cover, provided the experimental values of the nuclear reaction rates (saturation activity) by the target nuclei and their uncertainties used as input to the code SANDBP who calculated the energy spectrum of neutrons in the center of the \"Flux-Trap\" in 50 energy groups, using the input spectra calculated at the irradiation position (center of the \"Flux Trap\") by codes for Reactor Physics. The results found an increase in the thermal neutron flux in the center of the Flux Trap configuration 203 for the standard configuration (default) of about 350% without having the need to increase the reactor power. We also made comparisons between the spectra obtained by SANDBP deployed, compared to those calculated by MCNP-4C code and XSDRNPM. The spatial characterization of the thermal neutron flux is made with activation foils in the form of an infinitely dilute bulk alloy of 1% Au and 99% Al in some internal points of the configuration 203 (axially to Flux Trap \"and adjacent radial) and the results showed a significant increase in the magnitude of their values when compared to standard rectangular configuration.

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. / The experiments performed and presented in this thesis results in the neutronic characterization of the core with cylindrical configuration with 30 fuel rods diameter and a space, created by the removal of 16 central rods, filled with light water (H2O) or heavy water (D2O) in the IPEN/MB-01 nuclear research reactor. In these cores were performed experiments of nuclear channels correlation, control rod worth and irradiation of activation detectors of various materials in foils shapes, whose energy performances cover much of the reactor core neutron spectrum, to obtain nuclear parameters, such as, reactivity excesses, total reactivities, saturated activities per target nucleus, spectral ratios, cadmium ratios and multigroup neutron flux. Activation gold wires detectors were irradiated in radial part to obtain the spatial forms of thermal and epithermal neutron fluxes. The results show the spectral characteristics of this new configuration with the space of 16 fuel rods filled with the two moderator materials. In the space with light water there was a significant increase of 294% of the thermal neutron flux compared to standard rectangular configuration of 28×26 fuel rods. With heavy water the system reactivity was increased, more ρ = (783 ± 54) pcm in excess reactivity than in the light water configuration. The calculated results were simulated in computational codes MCNP5, SANDBP and CITATION, where accurate and precise results were obtained for saturated activities per target nucleus, the energy and spatial distributions of the neutron fluxes for the active part and part of the reflector and the direct comparisons of cross sections between the experimental and calculated spectral ratios.

Neste trabalho foi realizado o mapeamento do fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos e o espectro energético dos nêutrons no núcleo do Reator IPEN/MB-01, em uma configuração cilíndrica de menor excesso de reatividade, ou seja de 28x28 varetas combustíveis dispostas nas direções norte-sul e Leste-Oeste. A calibração das barras de controle para essa configuração determinou seu excesso de reatividade. O menor excesso de reatividade no núcleo diminuiu a perturbação do fluxo de nêutrons causado pelas barras absorvedoras de nêutrons, já que o reator nuclear foi operado com as barras de controle quase totalmente retiradas. Foi utilizada a Técnica de Analise de Ativação com detectores de ativação do tipo folha (infinitamente diluídas e hiperpuras), de diferentes materiais que atuam em diferentes faixas de energia, para o cálculo da atividade de saturação, utilizado na determinação do fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos e como entrada no código SANDBP para a determinação do espectro energético dos nêutrons. Para descriminar o fluxo de nêutrons térmico e epitérmico, foi utilizada a Técnica da Razão de cádmio. Os detectores de ativação foram distribuídos em um total de 140 posições radiais e axiais no núcleo do reator, em 24 irradiações com as folhas de ativação nuas e cobertas com cádmio. Um modelo dessa configuração foi simulado pelo código MCNP-5 para determinação do fator de cádmio e comparação dos resultados obtidos experimentalmente. A configuração cilíndrica desejada, com 17% menos de varetas combustíveis que a configuração padrão retangular (28x26 varetas combustíveis), atingiu a criticalidade com as barras de controle aproximadamente 90% retiradas, diminuindo consideravelmente a perturbação no fluxo neutrônico no interior do núcleo do reator. Dada a maior densidade de potência do núcleo cilíndrico 28x28, os valores de fluxo de nêutrons aumentou em mais de 50% nas regiões centrais do núcleo cilíndrico estudado quando comparado aos valores do núcleo padrão retangular 28x26. / In this work was conducted the mapping of the thermal and epithermal neutrons flux and the energy spectrum of the neutrons in the reactor core IPEN/MB-01 for a cylindrical core configuration with minor excess reactivity, which is 28x28 fuel rods arranged in north-south and east-west directions. The calibration of control rods for this configuration determined their excess reactivity. The lower excess reactivity in the core decreased neutron flux disturbance caused by the neutron absorbing rods , given that the nuclear reactor was operated with the rods almost completely removed . Was used the \"Activation Analysis Technique\" with the thin foil activation detectors ( infinitely diluted and hyper-pure), of different materials that work in different energy ranges, to calculate the saturation activity, used for determining the neutron flux and in the SANDBP code as input for the calculation of the neutrons energy spectrum. To discriminate thermal and epithermal flux , was used the \"Cadmium RatioTechnique\" . The activation detectors were distributed in a total of 140 radial and axial positions in the reactor core and 16 irradiation, with bare and covered with cádmio activation foils. A model of this configuration was simulated by MCNP-5 code to determine the cadmiumcorrection factor and comparison of the results obtained experimentally. The cylindrical configuration desired, with 17% less fuel than the standard rectangular configuration (28x26 fuel rods), reached criticality with the control rods approximately 90% removed, which decreased considerably the disturbance in neutron flux. Given the highest power density of the 28x28 cylindrical core, the neutron flux increased by over 50% in the central regions of the core compared to the values of the 28x26 standard rectangular core.

A ativação de folhas de ouro é uma das técnicas mais usadas para obter dados experimentais e assim comparar os resultados obtidos com aqueles calculados usando metodologias específicas e seus respectivos dados nucleares. Através da irradiação de folhas de ativação e posterior medida da atividade nelas induzida é possível determinar o fluxo de nêutrons no local da irradiação. O nível da potência de operação do reator é um parâmetro diretamente proporcional ao fluxo médio de nêutrons no núcleo do reator. O objetivo deste trabalho é obter, pela irradiação de folhas de ouro posicionadas simetricamente dentro do núcleo, utilizando a configuração cilíndrica que apresenta o menor excesso de reatividade, a potência gerada pela distribuição espacial do fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos no núcleo do reator IPEN/MB-01 e assim, calibrar seus canais nucleares. As folhas foram colocadas em uma placa de Lucite e irradiadas com e sem cobertura de cádmio, para se obter o valor absoluto de nêutrons térmicos e epitérmicos. A correlação entre a potência média do fluxo de nêutrons, como resultado da irradiação das folhas de ouro e, a potência média obtida a partir da aquisição de valores digitais dos canais nucleares, permite calibrar os canais nucleares do reator. Em 2008 foi feita a correlação para a configuração de núcleo retangular que resultou em uma calibração específica do nível de potência de operação para esta configuração geométrica de núcleo. Assim, esta calibração não pode ser utilizada como referência para a configuração em questão, ou seja, a cilíndrica, pois os parâmetros nucleares de distribuição de fluxo não são os mesmos, pois a distribuição difere para cada tipo de distribuição geométrica de núcleo. Além disto, o conhecimento preciso da potência de operação do reator nos permite obter os valores absolutos de fluxos de nêutrons e assim validar a metodologia de cálculo utilizada para este propósito. / The activation foils is one of the most used techniques to obtain nuclear parameters and thus compare the results with the calculated ones using specific methodologies and its nuclear data. Through the irradiation in the activation foils and ulterior measurement on its induced activity, it is possible to determine the neutron flux in the position where they were irradiated. The power level operation of the reactor is a parameter directly proportional to the average neutron flux in the core. The objective of this work is to obtain, by irradiating gold foils positioned symmetrically into the core for a cylindrical configuration, that presents the minor reactivity excess, the power generated through the spatial thermal and epitermal neutron flux distribution in the core of the IPEN/MB-01 Reactor, and thus calibrate its nuclear channels. The foils were put in a Lucite plate and irradiated with and without cadmium covered small plates, to obtain the absolute thermal and epithermal neutron flux. The correlation between the average power neutron flux, as a result of the gold foil´s irradiation and, the average power obtained by the digital values of the nuclear channels, allows the calibration of the nuclear channels of the reactor. This same correlation was done in 2008 with the reactor in a rectangular configuration, which resulted in a specific calibration of the power level operation for this geometric configuration of the core. Thus this calibration cannot be used as a reference for the actual configuration, the cylindrical one, because the nuclear parameters of the neutrons distribution are not the same, it changes for every geometric configuration of the core. Furthermore, the precise knowledge of the power neutron flux allows us to obtain absolute value of the neutron flux and thus validate the methodology used for this purpose.

Thesis (M.S. in Physics)--Naval Postgraduate School, January 1965. / Thesis Advisor(s): Handle, Harry E. "January 1965." Description based on title screen as viewed on June 2, 2010 DTIC Descriptor(s): (Neutron Cross Sections, Thermal Neutrons), (Research Reactors, Reactor Feasibility Studies), Fast Neutrons, Gold, Radioactive Isotopes, Measurement, Perturbation Theory, Neutron Capture, Indium, Standards, Errors, Materials, Neutron Flux, Mathematical Analysis, Cadmium, Reactor Shielding Materials, Computer Programming, Foils (Materials), Reactor Control, Reactor Kinetics, Reactor Start Up Sources. DTIC Identifier(s): AGN-201 Reactors Includes bibliographical references (p. 32). Also available in print.

Neste trabalho foi realizado o mapeamento do fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos e o espectro energético dos nêutrons no núcleo do Reator IPEN/MB-01, em uma configuração cilíndrica de menor excesso de reatividade, ou seja de 28x28 varetas combustíveis dispostas nas direções norte-sul e Leste-Oeste. A calibração das barras de controle para essa configuração determinou seu excesso de reatividade. O menor excesso de reatividade no núcleo diminuiu a perturbação do fluxo de nêutrons causado pelas barras absorvedoras de nêutrons, já que o reator nuclear foi operado com as barras de controle quase totalmente retiradas. Foi utilizada a Técnica de Analise de Ativação com detectores de ativação do tipo folha (infinitamente diluídas e hiperpuras), de diferentes materiais que atuam em diferentes faixas de energia, para o cálculo da atividade de saturação, utilizado na determinação do fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos e como entrada no código SANDBP para a determinação do espectro energético dos nêutrons. Para descriminar o fluxo de nêutrons térmico e epitérmico, foi utilizada a Técnica da Razão de cádmio. Os detectores de ativação foram distribuídos em um total de 140 posições radiais e axiais no núcleo do reator, em 24 irradiações com as folhas de ativação nuas e cobertas com cádmio. Um modelo dessa configuração foi simulado pelo código MCNP-5 para determinação do fator de cádmio e comparação dos resultados obtidos experimentalmente. A configuração cilíndrica desejada, com 17% menos de varetas combustíveis que a configuração padrão retangular (28x26 varetas combustíveis), atingiu a criticalidade com as barras de controle aproximadamente 90% retiradas, diminuindo consideravelmente a perturbação no fluxo neutrônico no interior do núcleo do reator. Dada a maior densidade de potência do núcleo cilíndrico 28x28, os valores de fluxo de nêutrons aumentou em mais de 50% nas regiões centrais do núcleo cilíndrico estudado quando comparado aos valores do núcleo padrão retangular 28x26. / In this work was conducted the mapping of the thermal and epithermal neutrons flux and the energy spectrum of the neutrons in the reactor core IPEN/MB-01 for a cylindrical core configuration with minor excess reactivity, which is 28x28 fuel rods arranged in north-south and east-west directions. The calibration of control rods for this configuration determined their excess reactivity. The lower excess reactivity in the core decreased neutron flux disturbance caused by the neutron absorbing rods , given that the nuclear reactor was operated with the rods almost completely removed . Was used the \"Activation Analysis Technique\" with the thin foil activation detectors ( infinitely diluted and hyper-pure), of different materials that work in different energy ranges, to calculate the saturation activity, used for determining the neutron flux and in the SANDBP code as input for the calculation of the neutrons energy spectrum. To discriminate thermal and epithermal flux , was used the \"Cadmium RatioTechnique\" . The activation detectors were distributed in a total of 140 radial and axial positions in the reactor core and 16 irradiation, with bare and covered with cádmio activation foils. A model of this configuration was simulated by MCNP-5 code to determine the cadmiumcorrection factor and comparison of the results obtained experimentally. The cylindrical configuration desired, with 17% less fuel than the standard rectangular configuration (28x26 fuel rods), reached criticality with the control rods approximately 90% removed, which decreased considerably the disturbance in neutron flux. Given the highest power density of the 28x28 cylindrical core, the neutron flux increased by over 50% in the central regions of the core compared to the values of the 28x26 standard rectangular core.