Neste trabalho foi realizado uma comparação entre três tipos de alvos (UAl2-Al, U-Ni cilíndrico e U-Ni placa) para a produção de 99Mo por fissão do 235U. Para isso foram desenvolvidas análises neutrônicas e termo-hidráulicas. Também foram realizados experimentos para se validar as metodologias de cálculo termo-hidráulica e neutrônica utilizadas neste trabalho. Para os cálculos neutrônicos foram utilizados os programas NJOY99.0, AMPX-II e HAMMERTECHNION, para geração das seções de choque, e os programas SCALE 6.0 e CITATION para os cálculos tridimensionais dos núcleos, queima do combustível e produção de 99Mo. Para os cálculos termo-hidráulicos foram utilizados os programas MTRCRIEAR1 e ANSYS CFX para calcular as variáveis térmicas e hidráulicas dos dispositivos de irradiação e compará-las a limites e critérios de projeto estabelecidos. Primeiro foram realizadas análises neutrônicas e termo-hidráulicas para o reator IEA-R1 com os alvos de UAl2-Al (10 miniplacas). As análises demonstraram que a atividade total obtida para o 99Mo nas miniplacas não atende à demanda dos hospitais brasileiros (450 Ci/semana) e que nenhum limite de projeto termo-hidráulico é ultrapassado. Em seguida foram realizados os mesmos cálculos para os três tipos de alvo no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB). As análises neutrônicas demonstraram que os três alvos podem atender à demanda dos hospitais brasileiros. As análises termo-hidráulicos demonstram que será necessário uma velocidade mínima no dispositivo de irradiação de 7 m/s para o UAl2, de 8 m/s para o alvo de U-Ni cilíndrico e de 9 m/s para o alvo de U-Ni placa para que nenhum limite de projeto seja ultrapassado. Foram realizados experimentos em uma bancada de aferição de vazão para se validar a metodologia de cálculo termo-hidráulico. Os experimentos realizados para se validar os cálculos neutrônicos foram feitos no reator IPEN/MB-01. Todos os experimentos foram simulados com as metodologias acima descritas e os resultados comparados entre si. Os resultados das simulações apresentaram boa concordância com os resultados experimentais. / In this work neutronic and thermal-hydraulic analyses were made to compare three types of targets (UAl2-Al, U-Ni cylindrical and U-Ni plate) used for the production of 99Mo by fission of 235U. Some experiments were conducted to validate the neutronic and thermal-hydraulics methodologies used in this work. For the neutronic calculations the computational programs NJOY99.0, AMPX-II and HAMMERTECHNION were used to generate the cross sections. SCALE 6.0 and CITATION computational programs were used for three-dimensional calculations of the reactor cores, fuel burning and the production of 99Mo. The computational programs MTRCR-IEAR1 and ANSYS CFX were used to calculate the thermal and hydraulic parameters of the irradiation devices and for comparing them to limits and design criteria. First were performed neutronic and thermal-hydraulic analyzes for the reactor IEA-R1 with the targets of UAl2-Al (10 miniplates). Analyses have shown that the total activity obtained for 99Mo on the miniplates does not meet the demand of Brazilian hospitals (450 Ci/week) and that no limit of thermo-hydraulic design is overtaken. Next, the same calculations were performed for the three target types in Multipurpose Brazilian Reactor (MBR). The neutronic analyzes demonstrated that the three targets meet the demand of Brazilian hospitals. The thermal hydraulic analysis shows that a minimum speed of 7 m/s for the target UAl2-Al, 8 m/s for the cylindrical target U-Ni and 9 m/s for the target U-Ni plate will be necessary in the irradiation device to not exceed the design limits. Were performed experiments using a test bench for validate the methodologies for the thermal-hydraulic calculation. The experiments performed to validate the neutronic calculations were made in the reactor IPEN/MB-01. All experiments were simulated with the methodologies described above and the results compared. The simulations results showed good agreement with experimental results.

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Este trabalho apresenta uma solução analítica obtida pelo método de expansão para cinética espacial usando o modelo de difusão e considerando meios homogêneos multiplicativos subcríticos acionados por fonte externa. Em particular, partindo de modelos mais simples e aumentando a complexidade do sistema, resultados foram obtidos para diferentes tipos de transientes. Inicialmente, uma solução analítica foi obtida considerando um grupo de energia sem nêutrons atrasados, em seguida considerou-se um sistema de um grupo de energia e uma família de precursores. A solução para o caso G grupos de energia e R famílias de precursores em forma fechada é obtida, apesar do fato que não possa ser resolvido analiticamente, uma vez que não existe forma explícita para os autovalores e métodos numéricos devem ser utilizados para resolver tal problema. Para ilustrar a solução geral um problema de multigrupo (três grupos de energia) dependente do tempo sem precursores é apresentada e os resultados numéricos obtidos usando um código de diferenças finitas são comparados com os resultados exatos para diferentes tipos de transientes. / This work describes an analytical solution obtained by the expansion method for the spatial kinetics using the diffusion model with delayed emission for source transients in homogeneous media. In particular, starting from simple models, and increasing the complexity, numerical results were obtained for different types of source transients. An analytical solution of the one group without precursors was solved, followed by considering one precursors family. The general case of G-groups with R families of precursor although having a closed form solution, cannot be solved analytically, since there are no explicit formulae for the eigenvalues, and numerical methods must be used to solve such problem. To illustrate the general solution, the multi-group (three groups) time-dependent problem without precursors was solved and the numerical results of a finite difference code were compared with the exact results for different transients.

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. / The main target of this study is to introduce a new method for calculating the coefficients of sensibility through the union of differential method and generalized perturbation theory, which are the two methods generally used in reactor physics to obtain such variables. These two methods, separated, have some issues turning the sensibility coefficients calculation slower or computationally exhaustive. However, putting them together, it\'s possible to repair these issues and build a new equation for the coecient of sensibility. The method introduced in this study was applied in a PWR reactor, where it was performed the sensibility analysis for the production and 239Pu conversion rate during 120 days (1 cycle) of burnup. The computational code used for both burnup and sensibility analysis, the CINEW, was developed in this study and all the results were compared with codes widely used in reactor physics, such as CINDER and SERPENT. The new mathematical method for calculating the sensibility coefficients and the code CINEW provide good numerical agility and also good eciency and security, once the new method, when compared with traditional ones, provide satisfactory results, even when the other methods use different mathematical approaches. The burnup analysis, performed using the code CINEW, was compared with the code CINDER, showing an acceptable variation, though CINDER presents some computational issues due to the period it was built. The originality of this study is the application of such method in problems involving temporal dependence and, not least, the elaboration of the first national code for burnup and sensitivity analysis.

O presente trabalho visa contribuir com o desenvolvimento sistemático de novas metodologias experimentais da medida da reatividade de arranjos físseis subcríticos, utilizando: estatísticas de alta ordem das contagens de nêutrons com detectores no modo pulso, o recente conceito de reatividade generalizada, e as instalações do reator IPEN/MB-01. Este trabalho reuniu em um só texto diversos aspectos da implementação destes tipos de medidas. Diferentemente das demais técnicas utilizadas nas medidas da reatividade subcrítica, as metodologias apresentadas neste trabalho tem o potencial para permitir a medida experimental da reatividade subcrítica sem a necessidade da estimativa prévia de quaisquer outros parâmetros cinéticos, obtidos de forma teórica ou experimental, calibração de fontes externas ou detectores.A princípio, os métodos estatísticos de alta ordem das contagens de nêutrons permitem obter diretamente o valor da subcriticalidade (ou o fator de multiplicação) de um arranjo físsil, independentemente do modelo de física subcrítica utilizado, sem a utilização de infra-estrutura diferenciada (como uma fonte pulsada de nêutrons), sendo uma extensão natural das metodologias que utilizam estatísticas de ordens inferiores - por exemplo, Feymann-. E este conteúdo estatístico diferenciado dos momentos de altas ordens das contagens de nêutrons, o principal motivador da implementação deste trabalho. Apesar de suas potencialidades, a implementação experimental do método esbarra no tempo e taxa de aquisição de dados; ou seja, na quantidade de conteúdo estatístico necessária para a obtenção de medida útil. Exatamente esta dificuldade impediu a obtenção de uma medida útil/prática nas instalações do reator IPEN/MB-01. Existem, entretanto, outras formas de explorar estatísticas ordem superior. Por exemplo, uma extensão do método de Rossi- sugerida neste trabalho pode utilizar auto bi-correlações (coincidências triplas não acidentais de contagens). A despeito do alto valor das incertezas, os aspectos estatísticos fundamentais de uma medida foram preservados nos métodos empregados neste trabalho. O método das auto bicorrelações é conceitualmente mais robusto contra as influências do tempo morto do sistema de aquisição de dados. Ao longo de sua execução, o presente trabalho visou preencher algumas lacunas de procedimentos experimentais aparentemente pouco abordadas por outros autores, permitindo estabelecer métodos estatisticamente mais rigorosos. Entre as contribuições neste sentido destacam-se, entre outras, as correções por tempo morto ou as geradas pela correlação entre os parâmetros estatísticos em tela. Do ponto de vista teórico, este trabalho sugere duas maneiras originais de abordar o mesmo problema da utilização de estatísticas de altas ordens: (a) auto bicorrelações; e (2) os biespectros de densidade de espectral de potência própria, sendo o primeiro explorado experimentalmente/estatisticamente em detalhes. / The present work aims to contribute to the systematic development of new experimental methods of measuring the reactivity of any subcritical fissile arrangements using: high-order statistics of neutron counts from neutron detectors working in pulse mode, the recent concept general reactivity, and the IPEN/MB-01 facility. This thesis brought together in a single text various aspects concerning the proper implementation of these types of measures. Unlike other techniques used in measurements of subcritical reactivity, the methodologies presented in this thesis has the potential to allow the experimental measurement of subcritical reactivity without the prior estimate of any other kinetic parameters, obtained from experiments or from theoretical considerations, external sources calibrations or detectors e ciency measurements. At first, the high-order statistical methods of neutron counts allow to obtain directly the value of the subcriticality (or multiplication factor) from an fissile arrangement regardless the type of subcritical physical theory, and also without the use of unusual infrastructure (such as a pulsed neutron source). These methods are a natural extension of those that use lower order statistics - for example, Feymann-. The greater information content in high order statistics of neutron counting is the main reason for the implementation of this work. Despite its potential, the experimental implementation of the method found huge problems concerning acquisition time and rate of data acquisition. This difficulty overcome any effort in order to obtain a useful measurement inside the IPEN/MB-01 nuclear reactor (a critical facility). However, there are other ways to exploit higher order statistics. For example, an extension of the Rossi- method suggested in this thesis used self bicorrelations. Though the high variance values of obtained results, the fundamental statistical requirements of a measurement were preserved, once the proposed methodologies are observed. It was proposed a methodology to handle dead time issues, in order to allow one to carry out measurement at higher detection rates. Throughout its execution, this thesis aimed to fulfill some gaps in the experimental procedures apparently not addressed by other authors, allowing the establishment of more rigorous statistical procedures. Regarding those contributions, dead time corrections stands out together with the concerning for correlation treatment between the statistical parameters. From the theoretical point of view, this thesis suggests two new ways to address the same problem of using high order statistics of neutron detections in pulse mode: (1) self-bicorrelations, and (2) self-bispectra (power spectral density in two axis). The first was experimentally tested and exhaustively detailed, the second one was only suggested as a theoretical speculation to be confronted against experimental evidence

The generation of multigroup neutron cross sections is usually the first step in the solution of reactor physics problems. This typically includes generating condensed cross section sets, collapsing the scattering kernel, and within the context of diffusion theory, computing diffusion coefficients that capture transport effects as accurately possible. Although the calculation of multigroup parameters has historically been done via deterministic methods, it is natural to think of using the Monte Carlo method due to its geometric flexibility and robust computational capabilities such as continuous energy transport. For this reason, a stochastic cross section generation method has been implemented in the Mont Carlo code MCNP5 (Brown et al, 2003) that is capable of computing macroscopic material cross sections (including angular expansions of the scattering kernel) for transport or diffusion applications. This methodology includes the capability of tallying arbitrary-order Legendre expansions of the scattering kernel. Furthermore, several approximations of the diffusion coefficient have been developed and implemented. The accuracy of these stochastic diffusion coefficients within the multigroup framework is investigated by examining a series of simple reactor problems.

Es wurde eine SP3-Transportmethode entwickelt, die neutronenkinetische Rechnungen für die Kerne von Leichtwasserreaktoren mit höherer Genauigkeit als die gegenwärtig in der Kernauslegung angewandten Standardmethoden auf Basis der Zweigruppendiffusionsnäherung er-laubt. Eine Verbesserung der Genauigkeit von Abbrandrechnungen und der Berechnung von Tran-sienten ist für heterogene Kerne notwendig, in denen neben UO2-Brennelementen auch Mischoxyd – Brennelemente eingesetzt werden. In einem ersten Schritt wird die in dem Rechenprogramm DYN3D verwendete Zweigruppendiffusi-onsmethode auf viele Energiegruppen erweitert. Auf der Basis von Untersuchungen zu einer optima-len Gruppenstruktur wird die Verwendung von 8-10 Energiegruppen der Neutronen als optimal erach-tet. Das Verfahren wurde anhand von stationären und transienten Rechnungen für das OECD/NEA und US NRC PWR MOX/UO2 Core Transient Benchmark verifiziert. In den nächsten Schritten erfolgte die Entwicklung und Implementierung einer SP3-Näherung in DYN3D. Dabei besteht die Möglichkeit, ein feineres Gitter im BE zu benutzen. Das Verfahren wurde zunächst durch pinweise Berechnung stationärer Zustände des obigen Benchmarks verifiziert. Untersuchungen für das Benchmarkproblem zeigen, dass das Verhältniss des 2-ten Momentes zum 0-ten Moment des Flusses klein ist. Die beiden SP3-Gleichungen können deshalb separat in iterativer Weise gelöst werden. Dies reduziert den benötigten Speicherplatz und erfordert weniger CPU-Zeit. Dieses vereinfachte Verfahren wurde deshalb ebenfalls in das Programm implementiert. Es wird ge-zeigt, dass mit diesem Verfahren eine vergleichbare Genauigkeit erreicht wird. Stabweise Rechnun-gen mit 4, 8 und 16 Energiegrupppen wurden für einen stationären Zustand des Benchmarks durch-geführt. Eine 3-dimensionale Aufgabe des Benchmarks mit Rückkopplung und Vollleistung wurde mit dem optimierten SP3-Verfahren gerechnet. A SP3 transport approximation was developed for neutron kinetic calculations of cores of light water reactors with a higher accuracy than the present standard methods of core design based on the two group diffusion approximation. An improvement of accuracy for burnup and transient calculations is required for cores loaded with UO2 and MOX fuel assemblies. In the first step, the two group diffusion method applied in the computer code DYN3D was extended to an arbitrary number of groups. Investigations for an optimal group structure have shown that a number of 8 to 10 energy groups of neutrons seems to be reasonable. The multi-group technique was verified for steady states and transients of the OECD/NEA und US NRC PWR MOX/UO2 Core Tran-sient Benchmark. In the next steps, a SP3-approximation was developed and implemented into DYN3D. The possibility of using finer meshes inside the fuel assemblies is involved in this method. The technique was veri-fied by pinwise calculations for steady states of the above mentioned benchmark. The investigations to the benchmark problem have shown that ratio of the 2nd moment of flux to the 0th moment is small. Therefore the two coupled SP3 equations can be solved separately in an iterative way. The required computer memory and the CPU time can be reduced by this technique. This sim-pler method was also implemented in the code. It is shown that the reached accuracy is comparable to accuracy of the original technique. Pinwise calculations with 4, 8 and 16 energy groups were per-formed for a steady state of this benchmark. A three-dimensional problem of the benchmark at full power and with feedback was calculated with the optimized SP3 technique. The optimized method was used for the time integration of the transient SP3 equations. The pinwise calculation of a control rod ejection was tested for a simple system and the results were compared with the diffusion solution.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:25:30Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:02:44Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06213.pdf: 4263088 bytes, checksum: 543c6cb711764dac098c3b7d24f8c9cc (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:33:19Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:27Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

O presente trabalho visa contribuir com o desenvolvimento sistemático de novas metodologias experimentais da medida da reatividade de arranjos físseis subcríticos, utilizando: estatísticas de alta ordem das contagens de nêutrons com detectores no modo pulso, o recente conceito de reatividade generalizada, e as instalações do reator IPEN/MB-01. Este trabalho reuniu em um só texto diversos aspectos da implementação destes tipos de medidas. Diferentemente das demais técnicas utilizadas nas medidas da reatividade subcrítica, as metodologias apresentadas neste trabalho tem o potencial para permitir a medida experimental da reatividade subcrítica sem a necessidade da estimativa prévia de quaisquer outros parâmetros cinéticos, obtidos de forma teórica ou experimental, calibração de fontes externas ou detectores.A princípio, os métodos estatísticos de alta ordem das contagens de nêutrons permitem obter diretamente o valor da subcriticalidade (ou o fator de multiplicação) de um arranjo físsil, independentemente do modelo de física subcrítica utilizado, sem a utilização de infra-estrutura diferenciada (como uma fonte pulsada de nêutrons), sendo uma extensão natural das metodologias que utilizam estatísticas de ordens inferiores - por exemplo, Feymann-. E este conteúdo estatístico diferenciado dos momentos de altas ordens das contagens de nêutrons, o principal motivador da implementação deste trabalho. Apesar de suas potencialidades, a implementação experimental do método esbarra no tempo e taxa de aquisição de dados; ou seja, na quantidade de conteúdo estatístico necessária para a obtenção de medida útil. Exatamente esta dificuldade impediu a obtenção de uma medida útil/prática nas instalações do reator IPEN/MB-01. Existem, entretanto, outras formas de explorar estatísticas ordem superior. Por exemplo, uma extensão do método de Rossi- sugerida neste trabalho pode utilizar auto bi-correlações (coincidências triplas não acidentais de contagens). A despeito do alto valor das incertezas, os aspectos estatísticos fundamentais de uma medida foram preservados nos métodos empregados neste trabalho. O método das auto bicorrelações é conceitualmente mais robusto contra as influências do tempo morto do sistema de aquisição de dados. Ao longo de sua execução, o presente trabalho visou preencher algumas lacunas de procedimentos experimentais aparentemente pouco abordadas por outros autores, permitindo estabelecer métodos estatisticamente mais rigorosos. Entre as contribuições neste sentido destacam-se, entre outras, as correções por tempo morto ou as geradas pela correlação entre os parâmetros estatísticos em tela. Do ponto de vista teórico, este trabalho sugere duas maneiras originais de abordar o mesmo problema da utilização de estatísticas de altas ordens: (a) auto bicorrelações; e (2) os biespectros de densidade de espectral de potência própria, sendo o primeiro explorado experimentalmente/estatisticamente em detalhes. / The present work aims to contribute to the systematic development of new experimental methods of measuring the reactivity of any subcritical fissile arrangements using: high-order statistics of neutron counts from neutron detectors working in pulse mode, the recent concept general reactivity, and the IPEN/MB-01 facility. This thesis brought together in a single text various aspects concerning the proper implementation of these types of measures. Unlike other techniques used in measurements of subcritical reactivity, the methodologies presented in this thesis has the potential to allow the experimental measurement of subcritical reactivity without the prior estimate of any other kinetic parameters, obtained from experiments or from theoretical considerations, external sources calibrations or detectors e ciency measurements. At first, the high-order statistical methods of neutron counts allow to obtain directly the value of the subcriticality (or multiplication factor) from an fissile arrangement regardless the type of subcritical physical theory, and also without the use of unusual infrastructure (such as a pulsed neutron source). These methods are a natural extension of those that use lower order statistics - for example, Feymann-. The greater information content in high order statistics of neutron counting is the main reason for the implementation of this work. Despite its potential, the experimental implementation of the method found huge problems concerning acquisition time and rate of data acquisition. This difficulty overcome any effort in order to obtain a useful measurement inside the IPEN/MB-01 nuclear reactor (a critical facility). However, there are other ways to exploit higher order statistics. For example, an extension of the Rossi- method suggested in this thesis used self bicorrelations. Though the high variance values of obtained results, the fundamental statistical requirements of a measurement were preserved, once the proposed methodologies are observed. It was proposed a methodology to handle dead time issues, in order to allow one to carry out measurement at higher detection rates. Throughout its execution, this thesis aimed to fulfill some gaps in the experimental procedures apparently not addressed by other authors, allowing the establishment of more rigorous statistical procedures. Regarding those contributions, dead time corrections stands out together with the concerning for correlation treatment between the statistical parameters. From the theoretical point of view, this thesis suggests two new ways to address the same problem of using high order statistics of neutron detections in pulse mode: (1) self-bicorrelations, and (2) self-bispectra (power spectral density in two axis). The first was experimentally tested and exhaustively detailed, the second one was only suggested as a theoretical speculation to be confronted against experimental evidence