Abstract: Para o licenciamento de reatores nucleares é essencial que sejam apresentados cálculos e evidência experimental comprovando que sua operação obedece à normas de segurança impostas pelos órgãos reguladores. Este trabalho se propõe a efetuar uma análise de sensibilidade e quantificação de incertezas sobre o código TRANSURANUS adaptado para o uso do revestimento de aço inoxidável AISI-348 em varetas de combustível de um reator PWR, permitindo identificar quais os dados de entrada mais relevantes aos modelos do TRANSURANUS, bem como um intervalo de confiança para os resultados obtidos. A análise foi feita através da amostragem por métodos de Monte Carlo, onde os dados de entrada referentes à geometria e composição da vareta de combustível apresentam uma distribuição normal truncada nas tolerâncias de fabricação. Os valores aleatórios gerados foram usados como dados de entrada do TRASURANUS e, após múltiplas execuções, os resultados do TRANSURANUS referentes à temperatura central do combustível, pressão interna da vareta e deformação do revestimento foram usados para a obtenção do intervalo de confiança e a realização de uma análise de sensibilidade por decomposição da variância.

Palavras-Chave: nuclear fuel; fuel management; spent fuel elements; production; fuel rods; cladding; surface coating; stainless steel-348; pwr type reactors; activation analysis; accuracy; performance; sensitivity; data covariances; computer codes

DANTAS, ANA C.B. Análise de sensibilidade em códigos de desempenho de combustíveis nucleares. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. 2021. 78 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2021.tde-14072021-114644. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/32253. Acesso em: $DATA.

Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.

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Abstract: O objetivo deste trabalho é apresentar uma análise comparativa em termos do desempenho sob irradiação de varetas de combustível cilíndricas de dióxido de urânio e placas de combustível monolíticas de urânio molibdênio em reatores à água leve pressurizada. Para analisar o desempenho das placas de combustível monolíticas de urânio molibdênio quando submetidas a condições operacionais de estado estacionário em reatores de água leve pressurizada foi utilizado o programa de computador PADPLAC-UMo, que realiza análises térmicas e mecânicas do combustível levando em consideração os efeitos físicos, químicos e de irradiação a que esse combustível está submetido. Para a análise das varetas cilíndricas de dióxido de urânio foi utilizado o código FRAPCON, que é uma ferramenta analítica que verifica o comportamento sob irradiação de uma vareta de combustível de reatores à água leve pressurizada, quando as variações de potência e as condições de contorno são suficientemente lentas para que o termo regime permanente seja aplicado. A análise para um reator nuclear de pequeno porte, apesar da maior densidade de potência aplicada na placa de combustível em relação à vareta de combustível, mostrou que as placas de combustíveis apresentam menores temperaturas e menores liberações de gases ao longo do histórico de potência analisado, proporcionando a utilização de um núcleo mais compacto sem ultrapassar os limites de projeto impostos ao combustível nuclear.

Palavras-Chave: nuclear fuels; uranium dioxide; fuel rods; uranium-molybdenum fuels; fuel plates; power reactors; small modular reactors; design; reactor maintenance; performance testing; computer codes; programming; computerized simulation

SILVA, ANDRE L.C. da. Análise e comparação de programas computacionais para análise do desempenho sob irradiação de placas de combustível de urânio-molibdênio e varetas cilíndricas de dióxido de urânio em reatores a água leve pressurizada. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. 2020. 106 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-11092020-163914. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31516. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Neste trabalho foi realizado o mapeamento do fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos e o espectro energético dos nêutrons no núcleo do Reator IPEN/MB-01, em uma configuração cilíndrica de menor excesso de reatividade, ou seja de 28x28 varetas combustíveis dispostas nas direções norte-sul e Leste-Oeste. A calibração das barras de controle para essa configuração determinou seu excesso de reatividade. O menor excesso de reatividade no núcleo diminuiu a perturbação do fluxo de nêutrons causado pelas barras absorvedoras de nêutrons, já que o reator nuclear foi operado com as barras de controle quase totalmente retiradas. Foi utilizada a Técnica de Analise de Ativação com detectores de ativação do tipo folha (infinitamente diluídas e hiperpuras), de diferentes materiais que atuam em diferentes faixas de energia, para o cálculo da atividade de saturação, utilizado na determinação do fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos e como entrada no código SANDBP para a determinação do espectro energético dos nêutrons. Para descriminar o fluxo de nêutrons térmico e epitérmico, foi utilizada a Técnica da Razão de cádmio. Os detectores de ativação foram distribuídos em um total de 140 posições radiais e axiais no núcleo do reator, em 24 irradiações com as folhas de ativação nuas e cobertas com cádmio. Um modelo dessa configuração foi simulado pelo código MCNP-5 para determinação do fator de cádmio e comparação dos resultados obtidos experimentalmente. A configuração cilíndrica desejada, com 17% menos de varetas combustíveis que a configuração padrão retangular (28x26 varetas combustíveis), atingiu a criticalidade com as barras de controle aproximadamente 90% retiradas, diminuindo consideravelmente a perturbação no fluxo neutrônico no interior do núcleo do reator. Dada a maior densidade de potência do núcleo cilíndrico 28x28, os valores de fluxo de nêutrons aumentou em mais de 50% nas regiões centrais do núcleo cilíndrico estudado quando comparado aos valores do núcleo padrão retangular 28x26.

Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; reactor cores; cylindrical configuration; reactivity; power distribution; fuel rods; neutron flux

AREDES, VITOR O.G. Caracterização do núcleo cilíndrico de menor excesso de reatividade do reator IPEN/MB-01, pela medida da distribuição espacial e energética do fluxo de nêutrons. Orientador: Ulysses D'Utra Bitelli. 2014. 138 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-02122014-133231. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23277. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Em todo mundo, muitas instalações nucleares foram construídas e necessitarão serem desligadas em um determinado momento por estarem próximas do seu tempo recomendado de utilização que é de aproximadamente 40 anos. A AIEA (Agência Internacional de Energia Atômica) busca orientar e recomendar uma série de diretrizes para a realização de atividades de descomissionamento de instalações nucleares, com atenção especial aos países que não possuem um quadro regulatório legal que ampare as atividades de descomissionamento. O Brasil, até o momento, não possui uma norma específica que oriente as etapas de descomissionamento de reatores de pesquisa. Entretanto, em março de 2011 foi constituída uma comissão de estudo com a atribuição principal voltada às questões de descomissionamento das instalações nucleares brasileiras, culminando na resolução 133, de 8 de novembro de 2012, um projeto de norma que dispõe sobre o Descomissionamento de Usinas Nucleoelétricas. O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) possui dois reatores de pesquisa sendo um deles o reator IPEN/MB-01. O objetivo dessa dissertação de mestrado é elaborar um plano preliminar de descomissionamento desse reator de pesquisa, considerando a documentação técnica da instalação (RAS-Relatório de Análise de Segurança), as normas existentes da CNEN (Comissão Nacional de Energia Nuclear), assim como as recomendações da AIEA. Em termos de procedimentos de descomissionamento para reatores de pesquisa, este trabalho se baseou no que existe de mais moderno em experiências, estratégias e lições aprendidas realizadas e documentadas nas publicações da AIEA que abrangem técnicas e tecnologias de descomissionamento. Considerando estes conhecimentos técnicos e às peculiaridades da instalação, foi selecionada a estratégia de desmantelamento imediato, que corresponde ao inicio das atividades de descomissionamento assim que a instalação for desligada, dividindo-a em setores de trabalho. Como recurso de gerenciamento e acompanhamento do projeto de descomissionamento do reator e manutenção de registros, foi desenvolvido um banco de dados utilizando o programa Microsoft Access 2007, no qual contêm todos os itens e informações referentes ao plano preliminar de descomissionamento. O trabalho aqui descrito busca atender os requisitos, critérios técnicos e institucionais, incorporando o que se tem de mais atual em procedimentos de descomissionamento, podendo servir como guia para as demais instalações brasileiras.

Palavras-Chave: brazilian cnen; decommissioning; fuel rods; iaea; ipen-mb-1 reactor; reactor shutdown; recommendations; safety; standards

VIVAS, ARY de S. Desenvolvimento do plano preliminar de descomissionamento do reator IPEN/MB-01. Orientador: Alvaro Luiz Guimarães Carneiro. 2014. 152 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-22012015-164403. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23487. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O objetivo deste trabalho é verificar os resultados fornecidos pelo programa computacional FRAPCON-3, hoje na versão 5, utilizado no processo de simulação do comportamento de varetas combustíveis de reatores refrigerados a água pressurizada (Pressurized Water Reactor PWR), sob situações operacionais de regime permanente, em condições de alta queima. Para realizar a verificação, foi utilizada a base de dados FUMEX-III, que fornece dados relativos a experimentos realizados com diversos tipos de combustíveis nucleares, submetidos a diversas condições operacionais. Através dos resultados obtidos na simulação do programa FRAPCON-3.5 e da sua comparação com os dados experimentais da base FUMEX-III, foi possível constar que o programa possui boa capacidade de predizer o comportamento operacional da vareta combustível em regime permanente a altas queimas. O trabalho consiste também em verificar a correlação entre UO2 e UO2-7%Gd2O3 na análise dos modelos que simulam o comportamento das pastilhas combustível. A adição do óxido de gadolínio ou gadolínia (Gd2O3), constitui-se na opção tecnológica mais solidamente consagrada e hoje comum em várias centrais nucleares. Por meio dos resultados obtidos nas simulações computacionais foram apresentadas e discutidas a influência das propriedades do UO2 e UO2-7%Gd2O3, quanto à temperatura no centro do combustível, liberação de gás de fissão na vareta, temperatura média do revestimento, volume interno e pressão interna da vareta combustível.

Palavras-Chave: nuclear fuels; fuel cycle; fuel rods; reactor cores; burnup; rare earths; gadolinium; uranium hexafluoride; pwr type reactors; nuclear models; analytical solution; parametric analysis; safety analysis; programming; simulation

MATTOS, CARLOS E. Estudo de modelos para o comportamento a altas queimas de varetas combustível urânio - 7% gadolínio para reatores a água leve pressurizada: avaliação dos parâmetros para prolongamento do tempo de queima do núcleo. Orientador: Elita Fontenele Urano de Carvalho. 2018. 94 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2018.tde-17052018-160542. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29607. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A fim de garantir a segurança em uma planta nuclear de potência, os sistemas de operação e proteção devem considerar parâmetros de segurança, seja para guiar os operadores ou para desligar o reator em caso de emergência. Especialmente em reatores modulares compactos (SMR) isentos de boro nos quais a reatividade e a potência são controladas exclusivamente por bancos de controle, a distribuição de potência é majoritariamente influenciada por suas movimentações afetando o Fator de Pico Nuclear (PF), que é um parâmetro importante a ser considerado. O PF relaciona a densidade de potência linear local máxima com a densidade de potência média em uma vareta combustível, indicando elevado fluxo de nêutrons que pode causar dano à vareta combustível. Neste trabalho, 2.117 amostras de simulações de um SMR livre de boro idealizado e controlado exclusivamente por bancos foram usadas para gerar um modelo de Máquina de Vetores de Suporte (SVM) capaz de estimar PF como função da posição dos bancos de controle. Tal modelo pode ser usado na predição e no monitoramento em tempo real de PF realizando cálculos simples como uma maneira de superar os desafios das metodologias existentes aplicadas a núcleos compactos. Residindo na busca em grade dos parâmetros da SVM e no processo de validação cruzada de 10 subgrupos no conjunto de dados de treino para alcançar um modelo otimizado e robusto, os resultados mostraram Raiz do Erro Quadrático Médio (RMSE) de aproximadamente 0,1% consistente para ambos os conjuntos de treino e teste.

Palavras-Chave: boron; carrier-free isotopes; small modular reactors; roots; vectors; man-machine systems; property values; fuel rods; damage; materials testing reactors; reactor monitoring systems

SANCHEZ, PRISCILA P. Monitoramento do Fator de Pico Nuclear em Reatores Compactos utilizando uma abordagem baseada em Aprendizado de Máquina (Machine Learning). Orientador: Adimir dos Santos. 2021. 90 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2021.tde-22102021-132940. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/32706. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Experimentos subcríticos de ruído neutrônico de potência zero em frequências até 100 kHz foram realizados no reator de pesquisa IPEN/MB-01. A configuração de núcleo adotada consistiu num arranjo com 26×24 varetas combustíveis e barras de controle totalmente retiradas. A subcriticalidade foi alcançada diluindo-se ácido bórico (H3BO3) na água do reator nas concentrações de 286,8 e 578,6 ppm de boro natural. Os pulsos gerados em dois detectores de 3He em lados opostos do núcleo foram somados e enviados ao Correlator, o qual processou a Densidades Espectrais de Potência Própria (APSD). Adquiriram-se duas APSDs médias em várias operações do reator. Após a análise dos dados com os mínimos quadrados, verificou-se que a APSD até frequências próximas de 70 kHz é bem descrita por um modelo de decaimento com quatro modos. Os dois primeiros modos de decaimento estão relacionados aos eventos de nêutrons térmicos e os outros dois aos nêutrons rápidos. O acoplamento entre o comportamento cinético dos nêutrons térmicos e rápidos era fraco e poderiam ser considerados desacoplados. Com essas ponderações, construiu-se um modelo teórico inédito, mas baseado nos métodos tradicionais de solução das equações de transporte de nêutrons (ETN), com dois grupos de energia (térmico e rápido) e duas regiões (núcleo e refletor infinito), o qual possibilitou a obtenção de parâmetros físicos importantes no caso com 286,8 ppm de boro natural, como a reatividade subcrítica, o lifetime e o tempo de geração de nêutrons prontos no núcleo e no refletor. Com o modelo desenvolvido, construíram-se as curvas da distribuição Rossi-α para tempos menores que o tempo morto do detector utilizado. Os cálculos com o código MCNP6 justificou a existência dos modos de nêutrons rápidos adquiridos por um detector essencialmente de nêutrons térmicos. Além disso, a reatividade térmica (ρΤΤ) e o tempo de geração de nêutrons térmicos (ΛΤ) apresentaram boas concordâncias nas comparações entre o calculado e o medido. Os resultados experimentais são de excelente qualidade e apropriados para um benchmark internacional.

Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; zero power reactors; reactor noise; spectral density; power density; reactor cores; functions; performance testing; fuel rods; fuel assemblies; subcritical assemblies; boric acid; boron compounds; neutron detectors; nuclear decay; thermal neutrons; fast neutrons; neutral-particle transport; neutron transport theory; collision probability method; nuclear reaction kinetics; reactivity; reactivity; reactor physics; monte carlo method; quality control; international agreements

SANTOS, DIOGO F. dos. Ruído neutrônico macroscópico até 100 kHz do reator IPEN/MB-01. Orientador: Adimir dos Santos. 2020. 250 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2020.tde-06112020-124129. Disponível em: http://200.136.52.105/handle/123456789/31741. Acesso em: $DATA.

Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.

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