Abstract: 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.

Palavras-Chave: reactor physics; pwr type reactors; burnup; plutonium 239; sensitivity analysis; differential calculus; perturbation theory; coefficient of performance; c codes

ROSSI, LUBIANKA F.R. Acoplamento entre os métodos diferencial e da teoria da perturbação para o cálculo dos coeficientes de sensibilidade em problemas de transmutação nuclear. Orientador: Adimir dos Santos. 2014. 160 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2014.tde-12022015-154545. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23594. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Neste trabalho foram desenvolvidos calculos neutrônicos, termo-hidráulicos e de segurança para avaliar a seguranca operacional de um dispositivo de irradiação a ser colocado no núcleo do reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. Este dispositivo de irradiação é utilizado para alojar miniplacas de combustvel do tipo dispers~ao de U3O8-Al e U3Si2-Al, com 19,75% em peso de 235U e densidades, respectivamente, de ate 3,2 gU/cm3 e 4,8 gU/cm3. Estas miniplacas serão irradiadas a queimas acima de 50% do 235U, de forma a qualificar este tipo de dispersão para utilização no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), em concepção. Para os calculos neutrônicos, foram utilizados os programas computacionais 2DB e CITATION. O programa FLOW foi utilizado para determinar o fluxo de refrigerante no irradiador, permitindo o cálculo das temperaturas máximas atingidas nas miniplacas de combustível com o programa MTRCR-IEA-R1. Um Acidente de Perda de Refrigerante (APR) foi analisado com os programas computacionais LOSS e TEMPLOCA, permitindo o cálculo das temperaturas nas miniplacas de combustível após o esvaziamento da piscina do reator. Os cálculos demonstraram que a irradiação deverá ocorrer sem consequências adversas no núcleo de reator IEA-R1.

Palavras-Chave: iear-1 reactor; fuel elements; fuel plates; irradiation devices; uranium 235; burnup; dispersion nuclear fuels; c codes; f codes; l codes; t codes; loss of coolant; radiation accidents

DOMINGOS, DOUGLAS B. Calculos neutronicos, termo-hidrulicos e de seguranca de um dispositivo para irradiacao de miniplacas (DIM) de elementos combustiveis tipo dispersao. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. 2010. 170 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-01082011-151838. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9510. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O Reator Nuclear de Pesquisa IEA-R1 em operação desde 1957 no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) é um dos reatores mais antigos do mundo em operação. Em algum momento no futuro, a exemplo de outros reatores, será desligado definitivamente. Antes de chegar este momento a organização operadora precisa planejar o futuro de suas instalações e definir o destino que pretende dar aos equipamentos e materiais radioativos e não radioativos que se encontram no interior das instalações. Estas questões devem estar contidas no chamado \"Plano de Descomissionamento Preliminar da Instalação\" que é o tema deste trabalho. O trabalho apresenta inicialmente uma visão geral sobre este tema e relaciona os objetivos gerais e específicos para sua realização, descrevendo a seguir, as diretrizes que a organização operadora deve considerar para formulação de um plano de descomissionamento. A estrutura atual do setor nuclear brasileiro enfatizando principalmente as normas utilizadas no gerenciamento do rejeito radioativo é apresentada. Uma descrição dos principais equipamentos do reator IEA-R1 que constituem o seu inventário radioativo e não radioativo é apresentada. O trabalho enfatiza também a experiência adquirida pelo corpo técnico do reator com as reformas e modificações realizadas na instalação durante sua vida útil. Esta experiência pode ser de grande valia por ocasião do descomissionamento do reator no futuro. Um experimento usando o método de espectrometria gama de alta resolução e cálculo computacional através da teoria de Monte Carlo foi realizado com o objetivo de se obter uma estimativa do volume de rejeito radioativo gerado pelo desmantelamento das paredes de concreto da piscina do reator. O custo do descomissionamento em função da estratégia escolhida é determinado utilizando o código CERREX. Por fim, é realizada uma discussão sobre as diferentes estratégias consideradas. Na base destas discussões conclui-se que a estratégia mais vantajosa a ser adotada no caso deste reator é aquela que preserva o seu prédio e instalações anexas, tendo em vista o grande volume de rejeito radioativo e custos sensivelmente maiores que resultariam com o seu desmantelamento. É sugerida a preservação de parte das equipes de operação, manutenção, proteção radiológica e física da instalação e utilização do prédio do reator e anexos para divulgação da energia nuclear através de sua transformação em um museu, uma vez que este foi o primeiro reator nuclear construído no Brasil e, desde sua inauguração, tem sido utilizado como forma de divulgação da energia nuclear no país.

Palavras-Chave: iear-1 reactor; decommissioning; reactor shutdown; c codes; radioactive waste management; lifetime extension

FRAJNDLICH, ROBERTO. Considerações sobre o descomissionamento do reator de pesquisa IEA-R1 e futuro de suas instalações após o seu desligamento. Orientador: Rajendra Narain Saxena. 2014. 190 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, DOI: 10.11606/T.85.2014.tde-09022015-101731. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23501. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Sendo o método mais preciso para estimar a dose absorvida em radioterapia, o Método de Monte Carlo (MMC) tem sido amplamente utilizado no planejamento de tratamento radioterápico. No entanto, a sua eciência pode ser melhorada para aplicações clínicas de rotina. Nesta dissertação é apresentado o código CUBMC, um código de Monte Carlo que simula o transporte de fótons para cálculo de dose, desenvolvido na plataforma CUDA (Compute Unified Device Architecture). A simulação de eventos físicos é baseada no algoritmo presente no código PENELOPE, e as tabelas de seção de choque utilizadas são geradas pela rotina MATERIAL, também presente no código PENELOPE. Os fótons são transportados em objetos simuladores descritos por voxels. Existem duas abordagens distintas utilizadas para a simulação. A primeira delas obriga o fóton a realizar uma parada toda vez que cruza a fronteira de um voxel, a segunda e pelo Método de Woodcock, onde o fóton ignora a existência de fronteiras e é transportado em um meio homogêneo fictício. O código CUBMC tem como objetivo ser uma opção de código simulador que, ao utilizar a capacidade de processamento paralelo de unidades de processamento gráfico (GPU), apresente alto desempenho em máquinas compactas e de baixo custo, podendo assim ser aplicado em casos clínicos e incorporado a sistemas de planejamento de tratamento em radioterapia.

Palavras-Chave: absorbed radiation doses; c codes; computer calculations; dose rates; dosimetry; monte carlo method; p codes; parallel processing; phantoms; photon transport; radiotherapy

BELLEZZO, MURILLO. Desenvolvimento de um software de Monte Carlo para transporte de fótons em estruturas de voxels usando unidades de processamento gráfico. Orientador: Helio Yoriyaz. 2014. 83 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-19082014-130811. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11794. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Este trabalho tem por objetivo estudar as regiões dos canais catódicos de uma célula a combustível de membrana polimérica condutora de prótons PEM unitária, em que há acúmulo de água e os padrões de escoamento desta água nos canais, bem como as condições de operação em que isto ocorre. Esta água acumulada nos canais catódicos tem duas origens distintas, a saber: 1. água produzida na reação de redução do oxigênio no sítio catalítico do cátodo, 2. água de condensação formada a partir do vapor de água proveniente do umidificador de oxigênio. O arranjo experimental desenvolvido permitiu a perfeita visualização dos fenômenos; a saber: iniciando-se com gotículas que emergem da camada de difusão gasosa do cátodo, passando estas gotículas a se aglutinarem por um processo de coalescimento aumentando de tamanho até formarem um filme nas paredes dos canais. Em continuidade a este processo há um adensamento do filme com a formação de bolsões (slugs) de água líquida que ocupam a área de passagem do oxigênio nos canais. O bloqueio da passagem do oxigênio pelo bolsão de água líquida no canal impede que o oxigênio alcance os sítios catalíticos da camada catalítica do cátodo onde ocorre a reação de redução do oxigênio, cessando desta forma a reação, constituindo-se num dos mais sérios problemas das células a combustível do tipo membrana polimérica, uma vez que afeta diretamente o desempenho da célula. A formação contínua desses slugs e seu agrupamento é um fenômeno denominado de encharcamento (flooding) da célula. Para se observar estes fenômenos que ocorrem no interior dos canais catódicos utilizou-se de um protótipo de célula a combustível transparente unitária de 5 cm² de área geométrica cuja placa de fechamento foi feita de policarbonato transparente. A célula foi alimentada com o combustível hidrogênio pelo lado do ânodo e com o oxidante oxigênio pelo lado do cátodo. Nos experimentos utilizou-se um espectro de temperaturas variando de 25ºC a 55ºC. A temperatura máxima da célula ficou limitada a 55ºC uma vez que o policarbonato começa a se degradar com água a 60ºC por isso não se utilizando temperaturas na faixa de 70ºC a 90ºC que são as temperaturas de operação das células PEM comerciais. As vazões de oxigênio e de hidrogênio usadas foram de 60 mL min-1 e de 100 mL min-1 respectivamente. A faixa de potencial variou de 0,1 V a 1,0 V. Foram utilizados cargas de platina de 0,4 mg cm-2 no eletrodo anódico e no eletrodo catódico. Os resultados experimentais foram comparados aos resultados numéricos na forma de curvas de polarização que medem o desempenho da célula apresentando uma boa concordância entre si, deste modo validando o modelo numérico usado. Para fazer a modelagem matemática da placa com os canais catódicos usou-se o software comercial COMSOL Multiphysics 4.3a, no qual se implementou uma função chave que indica o equilíbrio líquido/vapor, obtendo-se como resultados numéricos a distribuição de saturação em um espectro de temperaturas de 25ºC a 55ºC e de potenciais de 0,1 V a 1,0 V.

Palavras-Chave: proton exchange membrane fuel cells; fluid flow; flow rate; cathodes; floods; mathematical models; c codes

SKODA, SANDRO. Hidrodinâmica do escoamento nos canais catódicos de um célula a combustível de membrana polimérica condutora de prótons. Orientador: Marcelo Linardi. 2014. 115 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2014.tde-17102014-093903. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11813. Acesso em: $DATA.

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