Simulações de problemas inversos com aplicações em engenharia nuclear usando técnicas de transporte de partículas neutras monoenergéticas na formulação unidimensional de ordenadas discretas

Neste trabalho, três técnicas para resolver numericamente problemas inversos de transporte de partículas neutras a uma velocidade para aplicações em engenharia nuclear são desenvolvidas. É fato conhecido que problemas diretos estacionários e monoenergéticos de transporte são caracterizados por estimar o fluxo de partículas como uma função-distribuição das variáveis independentes de espaço e de direção de movimento, quando os parâmetros materiais (seções de choque macroscópicas), a geometria, e o fluxo incidente nos contornos do domínio (condições de contorno), bem como a distribuição de fonte interior são conhecidos. Por outro lado, problemas inversos, neste trabalho, buscam estimativas para o fluxo incidente no contorno, ou a fonte interior, ou frações vazio em barras homogêneas. O modelo matemático usado tanto para os problemas diretos como para os problemas inversos é a equação de transporte independente do tempo, a uma velocidade, em geometria unidimensional e com o espalhamento linearmente anisotrópico na formulação de ordenadas discretas (SN). Nos problemas inversos de valor de contorno, dado o fluxo emergente em um extremo da barra, medido por um detector de nêutrons, por exemplo, buscamos uma estimativa precisa para o fluxo incidente no extremo oposto. Por outro lado, nos problemas inversos SN de fonte interior, buscamos uma estimativa precisa para a fonte armazenada no interior do domínio para fins de blindagem, sendo dado o fluxo emergente no contorno da barra. Além disso, nos problemas inversos SN de fração de vazio, dado o fluxo emergente em uma fronteira da barra devido ao fluxo incidente prescrito no extremo oposto, procuramos por uma estimativa precisa da fração de vazio no interior da barra, no contexto de ensaios não-destrutivos para aplicações na indústria. O código computacional desenvolvido neste trabalho apresenta o método espectronodal de malha grossa spectral Greens function (SGF) para os problemas diretos SN em geometria unidimensional para gerar soluções numéricas precisas para os três problemas inversos SN descritos acima. Para os problemas inversos SN de valor de contorno e de fonte interior, usamos a propriedade da proporcionalidade da fuga de partículas; ademais, para os problemas inversos SN de fração de vazio, oferecemos a técnica a qual nos referimos como o método físico da bissecção. Apresentamos resultados numéricos para ilustrar a precisão das três técnicas, conforme descrito nesta tese.

I0001 - Coleção de negativos do Instituto de Engenharia Nuclear (IEN)

Coleção de negativos, contendo 3.403 itens soltos e em álbuns, pertencentes ao acervo de Documentos Históricos do Instituto de Engenharia Nuclear.

I0002 - Coleção de slides do Instituto de Engenharia Nuclear (IEN)

Coleção de slides, contendo 322 itens, pertencentes ao acervo de Documentos Históricos do instituto de Engenharia Nuclear.

Análise ergonômica realizada na sala de controle do reator argonauta do Instituto de Engenharia Nuclear

A Análise Ergonômica do Trabalho é um método inserido no campo da Ergonomia, que tem como objetivo descrever a situação de trabalho de forma compreensiva e suficiente. A principal característica da Análise Ergonômica do Trabalho está relacionada com a adoção de uma prática oposta ao experimentalismo puro, ou seja, visa obter e buscar conhecimentos através da análise de situações de trabalho em ambiente real, em situações reais de trabalho. O detalhamento da intervenção ergonômica requerida na sala de controle do Reator Argonauta possui uma magnitude que fogo ao escopo do presente trabalho. Podemos considerar que realizamos uma Análise da Demanda e Estudos Preliminares nas instalações do Reator Argonauta, correspondendo as duas primeiras etapas de uma intervenção ergonômica. O objetivo inicial do nosso estudo é prover subsídios objetivando a modernização desta sala de controle, em função de aspectos como melhorar a segurança, facilitar a manutenção, evitar a obsolescência de equipamentos e sistemas, e garantir que esta modernização traga uma efetiva melhoria nas condições de trabalho dos operadores do reator.

O INSTITUTO DE ENGENHARIA NUCLEAR E O REATOR ARGONAUTA Uma breve história

O documento conta a história de criação e fundação do Instituto de Engenharia Nuclear-IEN.

Radiological protection and nuclear engineering studies in multi-MW target systems

Tese de doutoramento, Física, Universidade de Lisboa, Faculdade de Ciências, 2014

A Ergonomia no Projeto, Licenciamento e Avaliação de Salas de Controle de Reatores Nucleares: A Avaliação da Sala de Controle da Usina Nuclear Angra II

Uma sala de controle de reatores nucleares é um sistema complexo que controla um processo termodinâmico usado para produzir energia elétrica. Os operadores interagem com a sala de controle através de "interfaces", que apresentam implicações significantes para a segurança da planta nuclear, pois afetam o modo como os operadores interagem com a sala de controle. Após o acidente de TMI, os projetistas procuram adotar no projeto de salas de controle de reatores nucleares práticas de projeto, que contemplam somente a inclusão de normas internacionais de fatores humanos. A proposta deste trabalho é a de incluir no projeto e modernização de novas salas de controle e na avaliação da sala de controle de ANGRA II, uma metodologia que inclua além da normatização internacional de fatores humanos, a realidade da atividade dos operadores em sala de controle

Ultrasonic Spectral Analysis for Nuclear Fuel Characterization

Ceramic materials have been widely used for various purposes in many different industries due to certain characteristics, such as high melting point and high resistance to corrosion. Concerning the areas of applications, automobile, aeronautics, naval and even nuclear, the characteristics of these materials should be strictly controlled. In the nuclear area, ceramics are of great importance once they are the nuclear fuel pellets and must have, among other features, a well controlled porosity due to mechanical strength and thermal conductivity required by the application. Generally, the techniques used to characterize nuclear fuel are destructive and require costly equipment and facilities. This paper aims to present a nondestructive technique for ceramic characterization using ultrasound. This technique differs from other ultrasonic techniques because it uses ultrasonic pulse in frequency domain instead of time domain, associating the characteristics of the analyzed material with its frequency spectrum. In the present work, 40 Alumina (Al2O3) ceramic pellets with porosities ranging from 5% to 37%, in absolute terms measured by Archimedes technique, were tested. It can be observed that the frequency spectrum of each pellet varies according to its respective porosity and microstructure, allowing a fast and non-destructive association of the same characteristics with the same spectra pellets.

Specific Filters Applied in Nuclear Medicine Services

In Nuclear Medicine, radioiodine, in various chemical forms, is a key tracer used in diagnostic practices and/or therapy. Due to its high volatility, medical professionals may incorporate radioactive iodine during the preparation of the dose to be administered to the patient. In radioactive iodine therapy doses ranging from 3.7 to 7.4GBq per patient are employed. Thus, aiming at reducing the risk of occupational contamination, we developed a low cost filter to be installed at the exit of the exhaust system where doses of radioactive iodine are fractionated, using domestic technology. The effectiveness of radioactive iodine retention by silver impregnated silica [10%] crystals and natural activated carbon was verified using radiotracer techniques. The results showed that natural activated carbon is effective for I2 capture for a large or small amount of substrate but its use is restricted due to its low flash point (150º C). Besides, when poisoned by organic solvents, this flash point may become lower, causing explosions if absorbing large amounts of nitrates. To hold the CH3I gas, it was necessary to increase the volume of natural activated carbon since it was not absorbed by SiO2 + Ag crystals. We concluded that, for an exhaust flow range of (306 4) m3/h, a double stage filter using SiO2 + Ag in the first stage and natural activated carbon in the second is sufficient to meet radiological safety requirements.

Análise da disponibilidade da instrumentação nuclear de um reator de pesquisa

The maintenance of systems and equipment is a central question related to Production Engineering. Although systems are not fully reliable, it is often necessary to minimize the failure occurrence likelihood. The failures occurrences can have disastrous consequences during a plane flight or operation of a nuclear power plant. The elaboration of a maintenance plan has as objective the prevention and recovery from system failures, increasing reliability and reducing the cost of unplanned shutdowns. It is also important to consider the issues related to organizations safety, especially those dealing with dangerous technologies. The objective of this thesis is to propose a method for maintenance analysis of a nuclear research reactor, using a socio-technical approach, and focused on existing conditions in Brazil. The research reactor studied belongs to the federal government and it is located in the city of Rio de Janeiro. The specific objective of this thesis is to develop the availability analysis of one of the principal systems of the research reactor, the nuclear instrumentation system. In this analysis, were taken into account not only the technical aspects of the modules related to nuclear instrumentation system, but also the human and organizational factors that could affect the availability of the nuclear instrumentation system. The results showed the influence of these factors on the availability of the nuclear instrumentation system.

Um método SN híbrido direto para cálculos de sistemas combustível-moderador em geometria unidimensional

Desenvolvemos nesta dissertação um método híbrido direto para o cálculo do fator de desvantagem e descrição da distribuição do fluxo de nêutrons em sistemas combustível-moderador. Na modelagem matemática, utilizamos a equação de transporte de Boltzmann independente do tempo, considerando espalhamento linearmente anisotrópico no modelo monoenergético e espalhamento isotrópico no modelo multigrupo, na formulação de ordenadas discretas (SN), em geometria unidimensional. Desenvolvemos nesta dissertação um método híbrido direto para o cálculo do fator de desvantagem e descrição da distribuição do fluxo de nêutrons em sistemas combustível-moderador. Na modelagem matemática, utilizamos a equação de transporte de Boltzmann independente do tempo, considerando espalhamento linearmente anisotrópico no modelo monoenergético e espalhamento isotrópico no modelo multigrupo, na formulação de ordenadas discretas (SN), em geometria unidimensional. Descrevemos uma análise espectral das equações de ordenadas discretas (SN)a um grupo e a dois grupos de energia, onde seguimos uma analogia com o método de Case. Utilizamos, neste método, quadraturas angulares diferentes no combustível (NC) e no moderador (NM), onde em geral assumimos que NC > NM . Condições de continuidade especiais que acoplam os fluxos angulares que emergem do combustível (moderador) e incidem no moderador (combustível), foram utilizadas com base na equivalência entre as equações SN e PN-1, o que caracteriza a propriedade híbrida do modelo proposto. Sendo um método híbrido direto, utilizamos as NC + NM equações lineares e algébricas constituídas pelas (NC + NM)/2 condições de contorno reflexivas e (NC + NM)/2 condições de continuidade para determinarmos as NC + NM constantes. Com essas constantes podemos calcular os valores dos fluxos angulares e dos fluxos escalares em qualquer ponto do domínio. Apresentamos resultados numéricos para ilustrar a eficiência e a precisão do método proposto.

Caracterização de concreto reforçado com fibras pela técnica de microtomografia computadorizada por transmissão de raios X

Nesta dissertação de Mestrado do programa de Pós-Graduação em Ciência e Tecnologia dos Materiais é apresentado um estudo para a caracterização do concreto reforçado com fibras de polipropileno e de aço pela análise das imagens de microtomografia computadorizada por transmissão de raios X (μCT). Foram produzidos corpos de prova de concreto para determinar a sua resistência mecânica à compressão. As imagens foram obtidas no sistema Skyscan, modelo 1174, reconstruídas e analisadas. Foi possível observar na análise das imagens a estrutura da fibra de aço dispersa na matriz do concreto e quantificá-las pelo programa de análise de imagens Ctan e perceber um ganho na resistência mecânica em relação ao concreto sem fibras. Não foi feito a quantificação das amostras de fibras de polipropileno dispersas na matriz de concreto, mas foi observada a presença de aglomerados dessa fibra que resultaram na perda da resistência mecânica em relação ao concreto sem fibras.

Um método sintético de difusão para aceleração do esquema de fonte de espalhamento em cálculos SN unidimensionais de fonte fixa

O esquema iterativo de fonte de espalhamento (SI) é tradicionalmente aplicado para a convergência da solução numérica de malha fina para problemas de transporte de nêutrons monoenergéticos na formulação de ordenadas discretas com fonte fixa. O esquema SI é muito simples de se implementar sob o ponto de vista computacional; porém, o esquema SI pode apresentar taxa de convergência muito lenta, principalmente para meios difusivos (baixa absorção) com vários livres caminhos médios de extensão. Nesta dissertação descrevemos uma técnica de aceleração baseada na melhoria da estimativa inicial para a distribuição da fonte de espalhamento no interior do domínio de solução. Em outras palavras, usamos como estimativa inicial para o fluxo escalar médio na grade de discretização de malha fina, presentes nos termos da fonte de espalhamento das equações discretizadas SN usadas nas varreduras de transporte, a solução numérica da equação da difusão de nêutrons em grade espacial de malha grossa com condições de contorno especiais, que aproximam as condições de contorno prescritas que são clássicas em cálculos SN, incluindo condições de contorno do tipo vácuo. Para aplicarmos esta solução gerada pela equação da difusão em grade de discretização de malha grossa nas equações discretizadas SN de transporte na grade de discretização de malha fina, primeiro implementamos uma reconstrução espacial dentro de cada nodo de discretização, e então determinamos o fluxo escalar médio em grade de discretização de malha fina para usá-lo nos termos da fonte de espalhamento. Consideramos um número de experimentos numéricos para ilustrar a eficiência oferecida pela presente técnica (DSA) de aceleração sintética de difusão.

Desenvolvimento de um método espectronodal livre de erros de truncamento espacial para problemas adjuntos de transporte de partículas neutras monoenergéticas na formulação de ordenadas discretas em geometria unidimensional

Um método numérico nodal livre de erros de truncamento espacial é desenvolvido para problemas adjuntos de transporte de partículas neutras monoenergéticas em geometria unidimensional com fonte fixa na formulação de ordenadas discretas (SN). As incógnitas no método são os fluxos angulares adjuntos médios nos nodos e os fluxos angulares adjuntos nas fronteiras dos nodos, e os valores numéricos gerados para essas quantidades são os obtidos a partir da solução analítica das equações SN adjuntas. O método é fundamentado no uso da convencional equação adjunta SN discretizada de balanço espacial, que é válida para cada nodo de discretização espacial e para cada direção discreta da quadratura angular, e de uma equação auxiliar adjunta não convencional, que contém uma função de Green para os fluxos angulares adjuntos médios nos nodos em termos dos fluxos angulares adjuntos emergentes das fronteiras dos nodos e da fonte adjunta interior. Resultados numéricos são fornecidos para ilustrarem a precisão do método proposto.

Simulação com o código GEANT4 de medida de espessura de revestimento metálico em metal por XRF

Nesta dissertação são apresentados resultados de simulações Monte Carlo de fluorescência de raios X (XRF), utilizando o programa GEANT4, para medidas de espessura de revestimento metálico (Ni e Zn) em base metálica (Fe). As simulações foram feitas para dois tamanhos de espessura para cada metal de revestimento, (5μm e 10μm), com passos de 0,1 μm e 0,001 μm e com 106 histórias. No cálculo da espessura do revestimento foram feitas as aproximações de feixe de raios X monoenegético, com a análise da transmissão apenas da energia do K-alfa e para uma geometria compatível com um sistema real de medição (ARTAX-200). Os resultados mostraram a eficiência da metodologia de simulação e do cálculo da espessura do revestimento, o que permitirá futuros cálculos, inclusive para multirevestimentos metálicos em base metálica.