Navegação por Revista "Nuclear Science and Engineering"

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  • IPEN-DOC 13041

    KURAMOTO, RENATO Y.R.; SANTOS, ADIMIR dos ; JEREZ, ROGERIO ; DINIZ, RICARDO . Absolute measurements of Betasub(eff) based on Rossi-alfa experiments and the two-region model in the IPEN/MB-01 research reactor. Nuclear Science and Engineering, v. 158, p. 272-283, 2008.

    Palavras-Chave: accuracy; californium 252; delayed neutron fraction; experimental data; frequency analysis; ipen-mb-1 reactor; prompt neutrons; reactivity; uranium 235; yields

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  • IPEN-DOC 01174

    NESHAT, K.; SIEWERT, C.E.; ISHIGURO, Y. . An improved P-L solution to the reflected critical reactor problem in slab geometry. Nuclear Science and Engineering, v. 62, n. n .2, p. 330-2, 1977.

    Palavras-Chave: criticality; invariance principles; reactor kinetics; slabs

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  • IPEN-DOC 29684

    SCURO, N.L. ; ANGELO, G.; ANGELO, E.; PIRO, M.H.A.; UMBEHAUN, P.E. ; TORRES, W.M. ; ANDRADE, D.A. . Computational fluid dynamics analysis of an open-pool nuclear research reactor core for fluid flow optimization using a channel box. Nuclear Science and Engineering, v. 197, n. 6, p. 1100-1116, 2023. DOI: 10.1080/00295639.2022.2142437

    Abstract: A channel box installation in the IEA-R1 research reactor core was numerically investigated to increase fluid flow in fuel assemblies (FAs) and side water channels (SWCs) between FAs by minimizing bypasses in specific regions of the reactor core, which is expected to reduce temperatures and oxidation effects in lateral fuel plates (LFPs). To achieve this objective, an isothermal three-dimensional computational fluid dynamics model was created using Ansys CFX to analyze fluid flow distribution in the Brazilian IEA-R1 research reactor core. All regions of the core and realistic boundary conditions were considered, and a detailed mesh convergence study is presented. Results comparing both scenarios are presented in the percentage of use of the primary circuit pump. It is indicated that 21.4% of fluid bypass to unnecessary regions can be avoided with the channel box installation, which leads to the total mass flow from the primary circuit for all FAs increasing from 68.9% (without a channel box) to 77.6% (with a channel box). For the SWCs, responsible for cooling LFPs, an increment from 9.7% to 22.4%, avoiding all nondesired cross three-dimensional effects, was observed, resulting in a more homogeneous fluid flow and vertical velocities. It was concluded that the installation of a channel box numerically indicates an expressive mass flow increase and homogeneous fluid flow distribution for flow dynamics in relevant regions. This gives greater confidence to believe that lower temperatures, and consequently oxidation effects in LFPs, can be expected with a channel box installation.

    Palavras-Chave: computer codes; fluid mechanics; reactor cores; distribution; fluid flow

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  • IPEN-DOC 10831

    ANEFALOS, S.; DEPPMAN, A. ; SILVA, G.; MAIORINO, J.R. ; SANTOS, A.; GARCIA, F.. Development of the CRISP package for spallation studies and accelerator-driven systems. Nuclear Science and Engineering, v. 151, p. 82-87, 2005.

    Palavras-Chave: accelerator driven transmutation; evaporation model; hybrid reactors; mesons; monte carlo method; nuclear cascades; nuclear fuels; nuclear matter; nuclear structure; power generation; reactor physics; spallation

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  • IPEN-DOC 11543

    DINIZ, RICARDO ; SANTOS, ADIMIR . Experimental determination of the decay constants and abundances of delayed neutrons by means of reactor noise analysis. Nuclear Science and Engineering, v. 152, p. 125-142, 2006.

    Palavras-Chave: reactor noise; delayed neutrons; ipen-mb-1 reactor; reactor control systems

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  • IPEN-DOC 23232

    LEAL, LUIZ; SANTOS, ADIMIR dos ; IVANOV, EVGENY; IVANOVA, TATIANA. Impact of 235U resonance parameter evaluation in the reactivity prediction. Nuclear Science and Engineering, v. 187, n. 2, p. 127-141, 2017. DOI: 10.1080/00295639.2017.1301739

    Abstract: Resonance parameter evaluation of the U-235 cross sections using the Reich-Moore formalism was done with the computer code SAMMY from 0 to 2.25 keV to address issues with capture cross-section and standard fission cross-section values. The evaluation includes recent capture and fission cross-section measurements as well as high-resolution data used in previous U-235 evaluation. Moreover the new U-235 resonance parameter evaluation has been used in the calculation of a new benchmark experiment performed at the IPEN/MB-01 research reactor. The experiment, named the inversion point of the isothermal reactivity coefficient, is used to test temperature effects at low temperature. The results demonstrate that the new U-235 evaluation has greatly improved the prediction of reactivity temperature coefficient in contrast to previous evaluations. This paper is outlined in two parts, namely the first part deals with the description of the U-235 resonance analysis and evaluation up to 2.25 keV, and the second part presents the results of the isothermal reactivity coefficient calculations performed on the IPEN/MB-01 reactor.

    Palavras-Chave: resonance; uranium 235; evaluation; benchmarks; cross sections; neutrons; reactivity; reich-moore formula

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  • IPEN-DOC 07338

    MARTINEZ GARCIA, R.D. ; ONO, S.. Improved discrete ordinates calculations for an approximate model of neutral particle transport in ducts. Nuclear Science and Engineering, v. 133, n. 1, p. 40-54, 1999.

    Palavras-Chave: neutral-particle transport; discrete ordinate method; ducts; quadratures; computer codes

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  • IPEN-DOC 06509

    GONCALEZ, O.L.; GERALDO, L.P. ; SEMMLER, R. . Measurements of neutron photoproduction cross sections for sup(232)Th and sup(238)U using capture gamma rays. Nuclear Science and Engineering, v. 132, p. 135-147, 1999.

    Palavras-Chave: thorium 232; uranium 238; neutrons; photoproduction; cross sections; gamma radiation; capture

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  • IPEN-DOC 01175

    ISHIGURO, Y. . On multiregion problems in plane geometry and the use of half-range orthogonality relations. Nuclear Science and Engineering, v. 65, n. 1, p. n. 191-6, 1978.

    Palavras-Chave: milne problem; neutron transport theory; neutrons; one-group theory; slabs; transmission

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  • IPEN-DOC 14836

    GERALDO, L.P. ; SEMMLER, R. ; GONCALEZ, O.L.; MESA, J.; ARRUDA NETO, J.D.T.; GARCIA, F.; RODRIGUEZ, O.. Photofission cross sections for sup(237)Np in the energy interval from 5.27 to 10.83 MeV. Nuclear Science and Engineering, v. 136, n. 3, p. 357-362, 2000.

    Palavras-Chave: photoneutrons; cross sections; capture; neutron reactions; thermal neutrons; photoproduction

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  • IPEN-DOC 28069

    SANCHEZ, PRISCILA P. ; SANTOS, ADIMIR dos . Prediction of the power peaking factor in a boron-free small modular reactor based on a Support Vector Regression model and control rod bank positions. Nuclear Science and Engineering, v. 195, n. 5, p. 555-562, 2021. DOI: 10.1080/00295639.2020.1854541

    Abstract: In order to ensure safety in a nuclear power plant, operation and protection systems must take into account safety parameters, whether to guide operators or to trip the reactor in emergency cases. Especially in a boron-free small modular reactor (SMR) where reactivity and power are controlled exclusively by rod banks, the power distribution is mostly influenced by its movements affecting the power peaking factor (PPF), which is an important parameter to be considered. The PPF relates the maximum local linear power density to the average power density in a fuel rod indicating a high neutron flux that can cause fuel rod damage. In this technical note, 2117 samples from simulations of an idealized boron-free SMR controlled exclusively by rod banks were used to generate a Support Vector Machine (SVM) model capable of estimating the PPF as a function of control rod bank positions. Such model could be used to predict the maximum PPF in the reactor core by carrying out simple calculation. Residing in a SVM parameter grid search and a 10-cross-validation process in the training set to reach an optimized and robust model, the results have shown a root-mean- squared error of about 0.1% consistent for both training and testing sets.

    Palavras-Chave: vectors; power factor; small modular reactors; reactor monitoring systems; boron

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  • IPEN-DOC 07058

    SANTOS, A.; FUGA, R. ; JEREZ, R. ; ABE, A.Y. ; ASSUMPCAO FILHO, E.. A proposal for benchmarking sup(235)U nuclear data. Nuclear Science and Engineering, v. 137, n. 1, p. 52-69, 2001.

    Palavras-Chave: benchmarks; uranium 235; experimental data; ipen-mb-1 reactor; criticality; reactivity coefficients; monte carlo method

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  • IPEN-DOC 07565

    CALDEIRA, A.D.; DIAS, A.F.; MARTINEZ GARCIA, R.D. . A Psub(N) solution to the multigroup slowing-down problem-I: basic formulation. Nuclear Science and Engineering, v. 130, n. 1, p. 60-69, 1998.

    Palavras-Chave: multigroup theory; neutron slowing-down theory; boundary conditions; albedo; polynomials; legendre polynomials; computer calculations; calculation methods

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  • IPEN-DOC 07566

    CALDEIRA, A.D.; DIAS, A.F.; MARTINEZ GARCIA, R.D. . A Psub(N) solution to the multigroup slowing-down problem-II: the degenerate case. Nuclear Science and Engineering, v. 130, n. 1, p. 70-78, 1998.

    Palavras-Chave: multigroup theory; neutron slowing-down theory; polynomials; computer calculations; albedo; boundary conditions; calculation methods

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  • IPEN-DOC 28529

    SCURO, N.L. ; ANGELO, G. ; ANGELO, E.; UMBEHAUN, P.E. ; TORRES, W.M. ; SANTOS, P.H.G. ; FREIRE, L.O. ; ANDRADE, D.A. . RANS-based CFD calculation for pressure drop and mass flow rate distribution in an MTR fuel assembly. Nuclear Science and Engineering, v. 195, n. 4, p. 349-366, 2021. DOI: 10.1080/00295639.2020.1825306

    Abstract: This work presents a Reynolds-averaged Navier Stokes–based computational fluid dynamics methodology for the calculation of pressure drop and mass flow rate distribution in a material test reactor flat-plate-type standard fuel assembly (SFA) of the IEA-R1 Brazilian research reactor to predict future improvements in newer SFA designs. The results improve the understanding of the origin of fuel plate oxidation due to high temperatures, and consequently, due to the internal flow dynamics. All numerical analyses were performed with the ANSYS-CFX® commercial code. The observed results show that the movement pin decreases the central channel mass flow due to the length of the vortex at the inlet region. However, the outlet nozzle showed greater general influence in the flow dynamics. It should have a more gradual cross-section transition being away from the fuel plates or a squarer-shaped design to get a more homogeneous mass flow distribution. Optimizing both regions could lead to a better cooling condition. The validation of the IEA-R1 numerical methodology was made by comparing the McMaster University’s dummy model experiment with a numerical model that uses the same numerical methodology. The experimental data were obtained with laser Doppler velocimetry, and the comparison showed good agreement for both pressure drop and mass flow rate distribution using the Standard k-ω turbulence model.

    Palavras-Chave: computer calculations; computerized simulation; fluid mechanics; materials testing; reactor materials

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  • IPEN-DOC 13042

    PEREIRA, S.A.; DEPPMAN, A. ; SILVA, G.; MAIORINO, J.R. ; SANTOS, A. dos ; DUARTE, S.B.; TAVARES, O.A.P.; GARCIA, F.. Spallation product distributions and neutron multiplicities for accelerator-driven system using the CRISP code. Nuclear Science and Engineering, v. 159, p. 102-105, 2008.

    Palavras-Chave: accelerator driven transmutation; c codes; neutron emission; multiplicity; spallation; monte carlo method

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  • IPEN-DOC 03826

    GERALDO, L.P. ; CESAR, M.T.F.; MORAES, M.A.P.V. . Study of actinide photonuclear reactions induced by gamma radiation neutron capture. Nuclear Science and Engineering, v. 110, p. 128-133, 1992.

    Palavras-Chave: thorium 232; uranium 233; uranium 238; neptunium 237; plutonium 239; photonuclear reactions

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  • IPEN-DOC 04170

    GERALDO, L.P. ; VINHAS, L.A.; KHOURI, M.T.F.C.. Study of sup(237)Np phothonuclear reactions near threshold, induced by gamma rays from thermal neutron capture. Nuclear Science and Engineering, v. 89, p. 150-158, 1985.

    Palavras-Chave: neptunium 237; photonuclear reactions; thermal neutrons

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  • IPEN-DOC 20505

    SANTOS, ADIMIR dos ; DINIZ, RICARDO . The evaluation of the effective kinetic parameters and reactivity of the IPEN/MB-01 reactor for the international reactor physics experiment evaluation project. Nuclear Science and Engineering, v. 178, p. 459-478, 2014. Orientador: .

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; kinetics; reactivity; benchmarks; reactor physics; experimental data; coordinated research programs

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  • IPEN-DOC 07570

    MARTINEZ GARCIA, R.D. ; SIEWERT, C.E.. The Fsub(N) method for multigroup transport theory with upscattering. Nuclear Science and Engineering, v. 130, n. 2, p. 194-212, 1998.

    Palavras-Chave: multigroup theory; radiation transport; scattering; integral transformations; calculation methods; boundary conditions; polynomials; computer codes

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Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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O gerenciamento do Repositório está a cargo da Biblioteca do IPEN. Constam neste RI, até o presente momento 20.950 itens que tanto podem ser artigos de periódicos ou de eventos nacionais e internacionais, dissertações e teses, livros, capítulo de livros e relatórios técnicos. Para participar do RI-IPEN é necessário que pelo menos um dos autores tenha vínculo acadêmico ou funcional com o Instituto. Nesta primeira etapa de funcionamento do RI, a coleta das publicações é realizada periodicamente pela equipe da Biblioteca do IPEN, extraindo os dados das bases internacionais tais como a Web of Science, Scopus, INIS, SciElo além de verificar o Currículo Lattes. O RI-IPEN apresenta também um aspecto inovador no seu funcionamento. Por meio de metadados específicos ele está vinculado ao sistema de gerenciamento das atividades do Plano Diretor anual do IPEN (SIGEPI). Com o objetivo de fornecer dados numéricos para a elaboração dos indicadores da Produção Cientifica Institucional, disponibiliza uma tabela estatística registrando em tempo real a inserção de novos itens. Foi criado um metadado que contém um número único para cada integrante da comunidade científica do IPEN. Esse metadado se transformou em um filtro que ao ser acionado apresenta todos os trabalhos de um determinado autor independente das variáveis na forma de citação do seu nome.

A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.

1. Portaria IPEN-CNEN/SP nº 387, que estabeleceu os princípios que nortearam a criação do RDI, clique aqui.


2. A experiência do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) na criação de um Repositório Digital Institucional – RDI, clique aqui.

O Repositório Digital do IPEN é um equipamento institucional de acesso aberto, criado com o objetivo de reunir, preservar, disponibilizar e conferir maior visibilidade à Produção Científica publicada pelo Instituto, desde sua criação em 1956.

Operando, inicialmente como uma base de dados referencial o Repositório foi disponibilizado na atual plataforma, em junho de 2015. No Repositório está disponível o acesso ao conteúdo digital de artigos de periódicos, eventos, nacionais e internacionais, livros, capítulos, dissertações, teses e relatórios técnicos.

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