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 a realização de experimentos no reator nuclear IPEN/MB-01 submetido à presença de um refletor com água pesada instalado na sua face oeste. Após a instalação do refletor no reator foram conduzidos três tipos de experimentos: A calibração das barras de controle, a verificação da influência do aumento da temperatura do moderador na reatividade e a medição das taxas de reações por meio da irradiação de fios e folhas de ativação. Devido às propriedades nucleares de interação de nêutrons com água pesada, notadamente sua elevada capacidade de espalhamento e sua baixa capacidade de absorção, é possível notar alterações no funcionamento do reator observadas pelas mudanças dos padrões de retiradas e inserções de barras de controle no núcleo. Essas alterações são apresentadas no decorrer do trabalho. / This work presents the accomplishiment of experiments in the IPEN/MB-01 research nuclear under presence of a heavy water reflector installed in its western wall. After reflectors assembly in the reactor, three types of experiments were conducted: The control rod calibration, the check of temperature\'s influence increasing under reactivity and the measurement of reaction rates by means wires and foil\'s activation. Due to the properties of neutron interaction with heavy water, especially their high scattering and low absorption cross sections, pattern changes operation could be observed by the control rods moving inside the core. These observations will be the focus of this work

O presente estudo foi realizado para verificar a possibilidade de redução do núcleo do reator IEA-R1 do IPEN/CNEN-SP. Cálculos neutrônicos foram desenvolvidos para um conjunto de novas configurações para que, a posteriori, a análise termo-hidráulica e de segurança pudessem ser realizadas. As novas configurações analisadas são menores por diversos motivos, como obter uma melhor utilização do combustível, melhor distribuição dos fluxos de nêutrons, dentre outros. Para que se possa atingir tais configurações, a densidade de Urânio no combustível deve ser aumentada. Neste estudo, combustíveis de U3Si2-Al com 4,8gU/cm3 foram testados e novos núcleos para o reator IEA-R1 foram propostos e discutidos. A análise neutrônica não impõe restrições aos núcleos estudados. A análise termohidráulica mostrou que as margens de segurança e os perfis de temperatura ao longo das placas combustíveis não excedem os limites de projeto. Os coeficientes de temperatura obtidos para os novos núcleos, no caso isotérmico, são todos negativos, conforme desejado. A queima mostrou que núcleos supercompactos não apresentam excesso de reatividade suficiente para o funcionamento dos mesmo, ao se utilizar combustíveis com 4,8gU/cm3. Um APR (Acidente de Perda de Refrigerante) foi simulado para os núcleos remanescentes. A ruptura da fronteira do primário se mostrou o acidente mais crítico, devido ao curto tempo para o esvaziamento completo da piscina do reator. As temperaturas atingidas após o descobrimento foram calculadas e não excedem aquelas cujos valores propiciam empolamento nas placas combustíveis (475 °! a 550 °!), uma vez que se obedeça os tempos de esvaziamento seguro da piscina para as novas configurações. / This study was performed considering prospective candidates for the IPEN/CNEN-SP IEA-R1 research reactor core. Some neutronic calculations were developed for a set of new core configurations to push forward the thermal-hydraulic and safety analysis. The new core configurations will be smaller for several reasons (e.g., better fuel utilization, neutron fluxes and so on). To achieve such smaller arrangements, the U-fuel density has to be increased. In the current study, configurations with 4.8gU/cm3 U3Si2- Al fuels were tested using the software MCNP and a set of new core configurations for the IPEN/CNEN-SP IEA-R1 research reactor has been presented and discussed. The Neutronic analysis imposes no restrictions on the new cores. The Thermal- Hydraulic (TH) analysis showed that the safety margins and the temperature profile through the fuel plate dont exceed the design limits. The isothermal temperature coefficients were calculated being all negative, as desired. The burnup concludes that super compact cores dont have enough excess reactivity to keep the reactor working with 4.8gU/cm3 U3Si2-Al fuels. A LOCA (Loss of Cooling Accident) was simulated for the remaining cores. The border rupture of the primary system was the most critical accident, due to the short time for the complete emptying of the reactor pool. The temperatures reached after this accident were calculated and dont exceed the fuel plates limits (475 °C - 550 °C), once the time for safe emptying are taken into account for the IEA-R1 pool.

A generalized software capability has been developed for the pin-wise loading optimization of light water reactor (LWR) fuel lattices with the enhanced flexibility of control variables that characterize heterogeneous or blended target pins loaded with non-standard compositions, such as minor actinides (MAs). Furthermore, this study has developed the software coupling to evaluate the performance of optimized lattices outside their reflective boundary conditions and within the realistic three-dimensional core-wide environment of a LWR. The illustration of the methodologies and software tools developed helps provide a deeper understanding of the behavior of optimized lattices within a full core environment. The practical applications include the evaluation of the recycling (destruction) of “undesirable” minor actinides from spent nuclear fuel such as Am-241 in a thermal reactor environment, as well as the timely study of planting Np-237 (blended NpO2 + UO2) targets in the guide tubes of typical commercial pressurized water reactor (PWR) bundles for the production of Pu-238, a highly “desirable” radioisotope used as a heat source in radioisotope thermoelectric generators (RTGs). Both of these applications creatively stretch the potential utility of existing commercial nuclear reactors into areas historically reserved to research or hypothetical next-generation facilities. In an optimization sense, control variables include the loadings and placements of materials; U-235, burnable absorbers, and MAs (Am-241 or Np-237), while the objective functions are either the destruction (minimization) of Am-241 or the production (maximization) of Pu-238. The constraints include the standard reactivity and thermal operational margins of a commercial nuclear reactor. Aspects of the optimization, lattice-to-core coupling, and tools herein developed were tested in a concurrent study (Galloway, 2010) in which heterogeneous lattices developed by this study were coupled to three-dimensional boiling water reactor (BWR) core simulations and showed incineration rates of Am-241 targets of around 90%. This study focused primarily upon PWR demonstrations, whereby a benchmarked reference equilibrium core was used as a test bed for MA-spiked lattices and was shown to satisfy standard PWR reactivity and thermal operational margins while exhibiting consistently high destruction rates of Am-241 and Np to Pu conversion rates of approximately 30% for the production of Pu-238.

Este trabalho apresenta a realização de experimentos no reator nuclear IPEN/MB-01 submetido à presença de um refletor com água pesada instalado na sua face oeste. Após a instalação do refletor no reator foram conduzidos três tipos de experimentos: A calibração das barras de controle, a verificação da influência do aumento da temperatura do moderador na reatividade e a medição das taxas de reações por meio da irradiação de fios e folhas de ativação. Devido às propriedades nucleares de interação de nêutrons com água pesada, notadamente sua elevada capacidade de espalhamento e sua baixa capacidade de absorção, é possível notar alterações no funcionamento do reator observadas pelas mudanças dos padrões de retiradas e inserções de barras de controle no núcleo. Essas alterações são apresentadas no decorrer do trabalho. / This work presents the accomplishiment of experiments in the IPEN/MB-01 research nuclear under presence of a heavy water reflector installed in its western wall. After reflectors assembly in the reactor, three types of experiments were conducted: The control rod calibration, the check of temperature\'s influence increasing under reactivity and the measurement of reaction rates by means wires and foil\'s activation. Due to the properties of neutron interaction with heavy water, especially their high scattering and low absorption cross sections, pattern changes operation could be observed by the control rods moving inside the core. These observations will be the focus of this work

O presente estudo foi realizado para verificar a possibilidade de redução do núcleo do reator IEA-R1 do IPEN/CNEN-SP. Cálculos neutrônicos foram desenvolvidos para um conjunto de novas configurações para que, a posteriori, a análise termo-hidráulica e de segurança pudessem ser realizadas. As novas configurações analisadas são menores por diversos motivos, como obter uma melhor utilização do combustível, melhor distribuição dos fluxos de nêutrons, dentre outros. Para que se possa atingir tais configurações, a densidade de Urânio no combustível deve ser aumentada. Neste estudo, combustíveis de U3Si2-Al com 4,8gU/cm3 foram testados e novos núcleos para o reator IEA-R1 foram propostos e discutidos. A análise neutrônica não impõe restrições aos núcleos estudados. A análise termohidráulica mostrou que as margens de segurança e os perfis de temperatura ao longo das placas combustíveis não excedem os limites de projeto. Os coeficientes de temperatura obtidos para os novos núcleos, no caso isotérmico, são todos negativos, conforme desejado. A queima mostrou que núcleos supercompactos não apresentam excesso de reatividade suficiente para o funcionamento dos mesmo, ao se utilizar combustíveis com 4,8gU/cm3. Um APR (Acidente de Perda de Refrigerante) foi simulado para os núcleos remanescentes. A ruptura da fronteira do primário se mostrou o acidente mais crítico, devido ao curto tempo para o esvaziamento completo da piscina do reator. As temperaturas atingidas após o descobrimento foram calculadas e não excedem aquelas cujos valores propiciam empolamento nas placas combustíveis (475 °! a 550 °!), uma vez que se obedeça os tempos de esvaziamento seguro da piscina para as novas configurações. / This study was performed considering prospective candidates for the IPEN/CNEN-SP IEA-R1 research reactor core. Some neutronic calculations were developed for a set of new core configurations to push forward the thermal-hydraulic and safety analysis. The new core configurations will be smaller for several reasons (e.g., better fuel utilization, neutron fluxes and so on). To achieve such smaller arrangements, the U-fuel density has to be increased. In the current study, configurations with 4.8gU/cm3 U3Si2- Al fuels were tested using the software MCNP and a set of new core configurations for the IPEN/CNEN-SP IEA-R1 research reactor has been presented and discussed. The Neutronic analysis imposes no restrictions on the new cores. The Thermal- Hydraulic (TH) analysis showed that the safety margins and the temperature profile through the fuel plate dont exceed the design limits. The isothermal temperature coefficients were calculated being all negative, as desired. The burnup concludes that super compact cores dont have enough excess reactivity to keep the reactor working with 4.8gU/cm3 U3Si2-Al fuels. A LOCA (Loss of Cooling Accident) was simulated for the remaining cores. The border rupture of the primary system was the most critical accident, due to the short time for the complete emptying of the reactor pool. The temperatures reached after this accident were calculated and dont exceed the fuel plates limits (475 °C - 550 °C), once the time for safe emptying are taken into account for the IEA-R1 pool.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:26:15Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:38Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:26:15Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:38Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta um estudo da Física dos Sistemas dirigidos por Fontes Externas (ADS). É apresentada a definição de alguns parâmetros estáticos e cinéticos da Física do reator que são importantes na avaliação e definição destes sistemas. O objetivo é demonstrar que há diferenças nestes parâmetros quando o sistema está no nível crítico ou subcrítico. Além disso, o trabalho mostra as diferenças observadas nos parâmetros para diferentes modelos de cálculo. São mostradas nesta dissertação duas metodologias de cálculo: Gandini&Salvatores e Dulla e são calculados alguns destes parâmetros utilizando as duas metodologias. O código determinístico de transporte ANISN é utilizado no cálculo destes parâmetros. Numa configuração subcrítica do Reator IPEN/MB-01 dirigido por uma fonte externa de nêutrons são calculados alguns parâmetros físicos. No final do trabalho são apresentadas as conclusões obtidas através destes cálculos. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Neste trabalho apresentamos um estudo das reações nucleares de alta energia que são fundamentais na definição do termo fonte dos reatores nucleares subcríticos acionados por fonte externa. Estas reações nucleares, também conhecidas como \"spallation\", consistem na interação de hádrons de alta energia com os núcleons do núcleo atômico. A fenomenologia destas reações consiste em duas etapas, sendo que à primeira, o próton interage através de espalhamentos múltiplos, em um processo denominado cascata intra-nuclear seguido da etapa na qual o núcleo excitado oriundo da cascata intranuclear ou evapora partículas de forma a atingir estados energéticos moderados ou fissiona, em um processo conhecido como competição entre evaporação e fissão. Neste trabalho os principais modelos nucleares, os modelos de Bertini e Cugnon, são revistos, pois estes modelos são fundamentais para propósito de projeto devido à falta de dados nucleares avaliados para estas reações. A implementação e validação dos métodos de cálculo para o projeto destas fontes são realizadas. A implementação da metodologia é realizada utilizando o programa MCNPX ( \"Monte Carlo N-Particle eXtended\"), dedicado para cálculos de transporte destas partículas e a validação é realizada mediante uma cooperação internacional junto a um projeto coordenado de pesquisa da Agencia Internacional de Energia Atômica e trabalhos disponíveis. O objetivo é qualificar os cálculos relacionados às reações nucleares e os canais de desexcitação envolvidos. O CRISP, um código nacional para a descrição da fenomenologia das reações envolvidas, também foi estudado e os modelos implementados no código foram revistos e melhorados de forma a dar continuidade ao seu processo de qualificação. Devido às limitações dos principais modelos na descrição de produção de nuclídeos leves, a reação de multi-fragmentação foi estudada. As discrepâncias nos cálculos de produção destes nuclídeos são atribuídas à falta do canal de multi-fragmentação estatística do núcleo. A implementação deste canal foi realizada para a aplicação em reações de altas energias junto ao código CRISP de forma a reproduzir a produção de nuclídeos leves, bem como sua validação mediante a comparação com dados experimentais disponíveis para este fenômeno, obtendo com isso uma melhor reprodução de todo o espectro de produção de nuclídeos do processo. / This work presents a study of high energy nuclear reactions which are fundamental to dene the source term in accelerator driven systems. These nuclear reactions, also known as spallation, consist in the interaction of high energetic hadrons with nucleons in the atomic nucleus. The phenomenology of these reactions consist in two step. In the rst, the proton interacts through multiple scattering in a process called intra-nuclear cascade. It is followed by a step in which the excited nucleus, coming from the intranuclear cascade, could either, evaporates particles to achieve a moderate energy state or ssion. This process is known as competition between evaporation and ssion. In this work the main nuclear models, Bertini and Cugnon are reviewed, since these models are fundamental for design purposes of the source term in ADS, due to lack of evaluated nuclear data for these reactions. The implementation and validation of the calculation methods for the design v of the source is carried out to implement the methodology of source design using the program MCNPX (Monte Carlo N-Particle eXtended), devoted to calculation of transport of these particles and the validation performed by an international cooperation together with a Coordinated Research Project (CRP) of the International Atomic Energy Agency and available jobs, in order to qualify the calculations on nuclear reactions and the de-excitation channels involved, providing a state of the art of design and methodology for calculating external sources of spallation for source driven systems. The CRISP, is a brazilian code for the phenomenological description of the reactions involved and the models implemented in the code were reviewed and improved to continue the qualication process. Due to failure of the main models in describing the production of light nuclides, the multifragmentation reaction model was studied. Because the discrepancies in the calculations of production of these nuclides are attributes to the lack of reaction channel and the implementation of this channel was carried out for applications in high energy reactions with the CRISP code to reproduce the production of light nuclides, as well, as its validation by comparison with experimental data available for this phenomenon. Thus, obtaining a better reproduction of the whole spectrum of production of nuclides in the process.

Der Reaktordynamikcodes DYN3D wurde in der neu entwickelten Mehrgruppen-Version DYN3D-MG für die Anwendung auf wassergekühlte Reaktoren alternativ zu industriellen DWR und SWR ertüch-tigt. Es wurde die Anwendbarkeit für den graphitmoderierten Druckröhrenreaktor EGP-6 (KKW Bilibi-no), eine Konzeptstudie eines fortgeschrittenen Siedewasserreaktors mit schnellem Neutronenspekt-rum (RMWR) und das Reaktorkonzept RUTA-70 zur Wärmeversorgung nachgewiesen. Beim RUTA-Reaktor geht es vor allem um die Modellierung des Naturumlaufs des Kühlmittels bei niedrigen Sys-temdrücken. Zur Validierung wurden Experimente zu flashing-induzierten Naturumlaufinstabilitäten an der Versuchsanlage CIRCUS der TU Delft mit RELAP5 nachgerechnet. Für die Anwendung von DYN3D auf die alternativen Reaktorkonzepte wurden Modellerweiterungen und Anpassungen vorgenommen, u.a. Modifikationen in den Wärmeleitungs- und -übergangsmodellen. Vergleichsrechnungen mit dem stationären russischen Feingitter-Diffusionscode ACADEM ergänzen die Verifikationsdatenbasis von DYN3D-MG. Zur Validierung wurden zwei reak-tordynamische Experimente am Reaktor EGP-6 nachgerechnet. Für Reaktoren EGP-6, RMWR und RUTA wurden verschiedene Transienten mit Ausfahren von Re-gelstäben mit und ohne Reaktorschnellabschaltung gerechnet. Weiterhin wurden Analysen für den ATWS-Störfall \"Abschalten aller Hauptkühlmittelpumpen bei Vollleistung\" für den RUTA-Reaktor mit den gekoppelten Programmkomplexen DYN3D/ATHLET und DYN3D/RELAP5 durchgeführt. Der Reaktor geht in einen sicheren Zustand mit reduzierter Leistung bei Naturumlauf des Kühlmittels über. Die Ergebnisse von Analysen zum unkontrollierten Ausfahren einer Regelgruppe für den RMWR lassen dagegen eine belastbare Schlussfolgerung bezüglich der Beherrschbarkeit des Aus-fahrens einer Regelgruppe nicht zu. Abschließend wurde der Nutzen der Programmertüchtigung von DYN3D für die Anwendung auf GenIV -Konzepte und LWR mit hohem Konversionsfaktor bewertet.