Made available in DSpace on 2014-10-09T12:36:15Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:20Z (GMT). No. of bitstreams: 1 03762.pdf: 3113511 bytes, checksum: 2b2dbeb97f197c8a26fd6f461c266461 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:24:52Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:55Z (GMT). No. of bitstreams: 1 00289.pdf: 760216 bytes, checksum: b62993a91a47730802e0b1b4f77d8eb8 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IEA/D / Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP

O objetivo deste trabalho consiste no desenvolvimento de alguns avanços, teóricos e numéricos, no método LTSN visando implementar a primeira versão de um código computacional, para resolver a equação de transporte utilizando formulação LTSN na forma de multigrupos em geometria plana. Os avanços para o método LTSN estão fundamentados na solução iterativa para o sistema de equações que constituem as condições de contorno, um novo método para a busca do valor de keff baseado no método da bissecção. O desenvolvimento desta metodologia permitiu realizar o calculo muito rápido com altas ordens de quadratura e com esforço computacional muito reduzido. Juntos os avanços matemáticos e numéricos, implementados nesta primeira versão de um código fortran, tal como nos códigos já conhecidos permite solucionar a equação de transporte na forma de multigrupos, tanto para o cálculo direto como para o adjunto, com fontes arbitrárias. Este código utiliza de recursos computacionais da linguagem FORTRAN e as bibliotecas LAPACK, para a otimização de seus algoritmos, facilitando o desenvolvimento futuro. A validação deste trabalho foi feita utilizando dois problemas: um relativo ao fluxo angular e escalar, tanto para o fluxo direto como para o adjunto, cuja importância está relacionada com busca de convergência, relação de reciprocidade e comprovação da solução adjunta, e; um problema de criticalidade, para comprovar a eficácia do algoritmo de busca iterativa de keff e espessura crítica. Com este trabalho se abrem muitas possibilidades tanto teóricas como numéricas a investigar com o método LTSN.

O objetivo deste trabalho consiste em aplicar o método LTSn em cálculos de parâmetros críticos como Keff, espessura e concentração atômica e obtenção do fiuxo escalar, da potência específica e do enriquecimento do combustível em placa plana homogenea e heterogênea, considerando modelo multigrupo e em diversas ordens de quadraturas. O método LTSn consiste na aplicação da transformada de Laplace em um conjunto de equações~de ordenadas discretas gerado pela aproximação SN, resultando em um sistema de equações algébricas simbólicas dependentes do parâmetro complexo s e reconstrução dos fluxos angulares pela técnica de expansão de Heaviside. A aplicação do método LTSn reduz a soluçào de um problema de autovalor, a solução de uma equação transcedental, possibilitando a obtenção de parâmetros críticos. Simulações numéricas são apresentadas.

Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-08-30T18:10:56Z No. of bitstreams: 1 PATRICIA WIELAND M.pdf: 1806623 bytes, checksum: a594345ae62a5497ea23b2f6a4d9e38f (MD5) / Made available in DSpace on 2017-08-30T18:10:56Z (GMT). No. of bitstreams: 1 PATRICIA WIELAND M.pdf: 1806623 bytes, checksum: a594345ae62a5497ea23b2f6a4d9e38f (MD5) Previous issue date: 1991 / A resposta dos dosímetros de nêutrons de albedo é bastante dependente da energia dos nêutrons incidentes e a sua calibração é feita em campo, nos locais onde os trabalhadores estão expostos. Este trabalho envolve o estudo, análise e aplicação de técnicas de medida de nêutrons, tanto para obtenção de informações sobre o espectro presente, quanto para a medida de dose equivalente em vários locais de trabalho no cíclotron do Instituto de Engenharia Nuclear. Com o objetivo principal da calibração efetiva do dosímetro de albedo usado no Brasil. As esferas de Bonner e a técnica de ativação de folhas foram utilizadas para o levantamento do espectro de nêutrons e a dose equivalente foi determinada com a monoesfera de albedo do Kernforschungzentrum Karlsruhe e com detectores proporcionais de BF3 e 3HE e detector de cintilação de 6LiL. O dosímetro de albedo nacional foi calibrado através da técnica da monoesfera de albedo, que foi a que mais se adaptou às variações do campo de nêutrons do cíclotron. Seu desempenho foi comparado com o do dosímetro de albedo usado na Alemanha. Foram encontrados fatores de calibração para serem aplicados rotineiramente, ou seja, quando os trabalhadores estão protegidos pelas blindagens de concreto e para situações de acidentes radiológicos. Caso algum trabalhador seja irradiado dentro das cavernas do cíclotron. / The albedo neutron dosimeter is calibrated directly at the work place due to its high energy dependence. This thesis deals with the study, analysis and application of neutron measurement techniques in order to obtain information about the neutron spectrum and neutron dose equivalent at several representative working places of the cyclotron laboratory of the Nuclear Engineering Institute (IEN). These data are employed mainly in the calibration of the brazilian albedo neutron dosimeter. Bonner spheres and foil activation were used in neutron spectra measurements and the neutron dose equivalents were measured with the single sphere albedo technique. BF3 and 3He proportional detectors and 6LiI scintillation detector were also used in these measurements. The single sphere technique turned out to be more appropriate for neutron dosimeter for calibrating the albedo dosimeter in the varying fields of the cyclotron. Calibration factors were found for routine applications, when the workers are protected by shielding and for radiological accident applications, in the case that a worker is exposed inside the cyclotron room. In all situations the performance of the brazilian albedo dosimeter is compared with that of the german albedo dosimeter.

Massachusetts Institute of Technology. Dept. of Nuclear Engineering. Thesis. 1969. Ph.D. / Vita. / Bibliography: leaves 383-385. / A method of analysing Ge(Li) thermal neutron capture gamma spectra to obtain total gamma yields has been developed. Tie method determines both the yields from the well resolved gamma peaks in a spectrum as well as the gamma yields from the unresolved gamma lines which appear in the continuum portion of a spectrum. Accounting for the unresolved continuum enables a large fraction of total emitted energy to be observed, and values of 100% +/- 15% are obtained for the cases studied. The techniques used involve the determination of a peak response function suitable for the Ge(Li) pair spectrometer spectra being studied. The response function is used to strip off the effects of the peaks upon the background and unresolved data continuum. The continuum, which is due only to the unresolved lines, is broken into energy bins of 210 keV width and the gamma yield per bin is calculated. Results of the analysis and normalized yields are given for the rare earth samples of: Nd, Sm, Eu, Gd, and Er. The capture data were obtained by using the MITR 4th irradiation facility operated with a Ge(Li) pair spectrometer. / by Thomas L. Harper, Jr. / Ph.D.

No description available.

It is the purpose of this paper to present the experimental techniques used in obtaining. 3.25 MeV neutrons from the H2(d,n)He3 reaction, as well as an analysis of the experimental data.

It is the purpose of this paper to set forth the method and results of studying the gamma rays resulting from the bombardment of As75 with approximately 14 Mev neutrons. The source of these neutrons was the H3(d,n)He4 reaction. The deuterons of 325 Kev energy were obtained from a Van de Graff electrostatic accelerator. A NaI scintillation spectrometer was used to determine the gamma-ray energies.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:50:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:02:42Z (GMT). No. of bitstreams: 1 00768.pdf: 4150056 bytes, checksum: 8e8c0f1f3b65b77306c6aeb1ee8f3508 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IEA/D / Instituto de Fisica, Universidade de Sao Paulo - IF/USP