Fission of solitary wave in stratified fluid

In this paper, we study the fission of a solitary wave in the stratified fluid with a free surface. It has been discovered that there is no difference between the fissions of the internal solitary waves in odd or even modes, and the effect of the stratification on the fission of a surface solitary wave can almost be neglected

Measurement of the neutron beta decay asymmetry using ultracold neutrons

The free neutron beta decay correlation A₀ between neutron polarization and electron emission direction provides the strongest constraint on the ratio λ = g_A/g_V of the Axial-vector to Vector coupling constants in Weak decay. In conjunction with the CKM Matrix element V_ud and the neutron lifetime τ_n, λ provides a test of Standard Model assumptions for the Weak interaction. Leading high-precision measurements of A₀ and τ_n in the 1995-2005 time period showed discrepancies with prior measurements and Standard Model predictions for the relationship between λ, τ_n, and V_ud. The UCNA experiment was developed to measure A₀ from decay of polarized ultracold neutrons (UCN), providing a complementary determination of λ with different systematic uncertainties from prior cold neutron beam experiments. This dissertation describes analysis of the dataset collected by UCNA in 2010, with emphasis on detector response calibrations and systematics. The UCNA measurement is placed in the context of the most recent τ_n results and cold neutron A₀ experiments.

Studies in nuclear reactor dynamics : I. The accuracy of point kinetics. II. The effect of delayed neutrons on the spectrum of the group-diffusion operator

This thesis is a theoretical work on the space-time dynamic behavior of a nuclear reactor without feedback. Diffusion theory with G-energy groups is used.

In the first part the accuracy of the point kinetics (lumped-parameter description) model is examined. The fundamental approximation of this model is the splitting of the neutron density into a product of a known function of space and an unknown function of time; then the properties of the system can be averaged in space through the use of appropriate weighting functions; as a result a set of ordinary differential equations is obtained for the description of time behavior. It is clear that changes of the shape of the neutron-density distribution due to space-dependent perturbations are neglected. This results to an error in the eigenvalues and it is to this error that bounds are derived. This is done by using the method of weighted residuals to reduce the original eigenvalue problem to that of a real asymmetric matrix. Then Gershgorin-type theorems .are used to find discs in the complex plane in which the eigenvalues are contained. The radii of the discs depend on the perturbation in a simple manner.

In the second part the effect of delayed neutrons on the eigenvalues of the group-diffusion operator is examined. The delayed neutrons cause a shifting of the prompt-neutron eigenvalue s and the appearance of the delayed eigenvalues. Using a simple perturbation method this shifting is calculated and the delayed eigenvalues are predicted with good accuracy.

Sputtering of uranium

Sputtering yields for uranium metal under bombardment by 13 - 120 keV protons and by 20 - 120 keV He+ are presented. Angular distributions of the material sputtered by these ions are also given. Sputtering yields for 40 and 80 keV Ar+ were measured as well.

The technique employed to make these measurements was the detection of fission tracks in mica produced by ^(235)U sputtered onto collector foils which were subsequently exposed to a high fluence of thermal neutrons. The technique is extremely sensitive and allowed the measurement of sputtering yields less than 10^(-4) atoms per ion. It also made possible a detailed study of the emission of chunks from the uranium targets during sputtering. Mass distributions of chunks emitted during bombardment by 40 - 120 keV protons and by 80 keV argon are presented.

Comparisons are made between the experimental results and those predicted by the Sigmund theory of sputtering.

Geometrical effects on the resonance absorption of neutrons

An investigation was conducted to estimate the error when the flat-flux approximation is used to compute the resonance integral for a single absorber element embedded in a neutron source.

The investigation was initiated by assuming a parabolic flux distribution in computing the flux-averaged escape probability which occurs in the collision density equation. Furthermore, also assumed were both wide resonance and narrow resonance expressions for the resonance integral. The fact that this simple model demonstrated a decrease in the resonance integral motivated the more detailed investigation of the thesis.

An integral equation describing the collision density as a function of energy, position and angle is constructed and is subsequently specialized to the case of energy and spatial dependence. This equation is further simplified by expanding the spatial dependence in a series of Legendre polynomials (since a one-dimensional case is considered). In this form, the effects of slowing-down and flux depression may be accounted for to any degree of accuracy desired. The resulting integral equation for the energy dependence is thus solved numerically, considering the slowing down model and the infinite mass model as separate cases.

From the solution obtained by the above method, the error ascribable to the flat-flux approximation is obtained. In addition to this, the error introduced in the resonance integral in assuming no slowing down in the absorber is deduced. Results by Chernick for bismuth rods, and by Corngold for uranium slabs, are compared to the latter case, and these agree to within the approximations made.

Condições de contorno albedo para cálculos globais de reatores nucleares térmicos com o modelo de ordenadas discretas a dois grupos de energia

Como eventos de fissão induzida por nêutrons não ocorrem nas regiões nãomultiplicativas de reatores nucleares, e.g., moderador, refletor, e meios estruturais, essas regiões não geram potência e a eficiência computacional dos cálculos globais de reatores nucleares pode portanto ser aumentada eliminando os cálculos numéricos explícitos no interior das regiões não-multiplicativas em torno do núcleo ativo. É discutida nesta dissertação a eficiência computacional de condições de contorno aproximadas tipo albedo na formulação de ordenadas discretas (SN) para problemas de autovalor a dois grupos de energia em geometria bidimensional cartesiana. Albedo, palavra de origem latina para alvura, foi originalmente definido como a fração da luz incidente que é refletida difusamente por uma superfície. Esta palavra latina permaneceu como o termo científico usual em astronomia e nesta dissertação este conceito é estendido para reflexão de nêutrons. Este albedo SN nãoconvencional substitui aproximadamente a região refletora em torno do núcleo ativo do reator, pois os termos de fuga transversal são desprezados no interior do refletor. Se o problema, em particular, não possui termos de fuga transversal, i.e., trata-se de um problema unidimensional, então as condições de contorno albedo, como propostas nesta dissertação, são exatas. Por eficiência computacional entende-se analisar a precisão dos resultados numéricos em comparação com o tempo de execução computacional de cada simulação de um dado problema-modelo. Resultados numéricos para dois problemas-modelo com de simetria são considerados para ilustrar esta análise de eficiência.

Análise espectral das equações de transporte de nêutrons na formulação de ordenadas discretas em meios multiplicativos

É presentada nesta dissertação uma análise espectral das equações de transporte de nêutrons, independente do tempo, em geometria unidimensional e bidimensional, na formulação de ordenadas discretas (SN), utilizando o modelo de uma velocidade e multigrupo, considerando meios onde ocorrem o fenômeno da fissão nuclear. Esta análise espectral constitui-se na resolução de problemas de autovalores e respectivos autovetores, e reproduz a expressão para a solução geral analítica local das equações SN (para geometria unidimensional) ou das equações nodais integradas transversalmente (geometria retangular bidimensional) dentro de cada região homogeneizada do domínio espacial. Com a solução geral local determinada, métodos numéricos, tais como os métodos de matriz de resposta SN, podem ser derivados. Os resultados numéricos são gerados por programas de computadores implementados em MatLab, versão 2012, a fim de verificar a natureza dos autovalores e autovetores correspondentes no espaço real ou complexo.

Condições de contorno tipo albedo para cálculos globais de reatores nucleares com o modelo de dois grupos de energia na formulação de transporte SN em geometria bidimensional cartesiana

Os eventos de fissão nuclear, resultados da interação dos nêutrons com os núcleos dos átomos do meio hospedeiro multiplicativo, não estão presentes em algumas regiões dos reatores nucleares, e.g., moderador, refletor, e meios estruturais. Nesses domínios espaciais não há geração de potência nuclear térmica e, além disso, comprometem a eficiência computacional dos cálculos globais de reatores nucleares. Propomos nesta tese uma estratégia visando a aumentar a eficiência computacional dessas simulações eliminando os cálculos numéricos explícitos no interior das regiões não-multiplicativas (baffle e refletor) em torno do núcleo ativo. Apresentamos algumas modelagens e discutimos a eficiência da aplicação dessas condições de contorno aproximadas tipo albedo para uma e duas regiões nãomultiplicativas, na formulação de ordenadas discretas (SN) para problemas de autovalor a dois grupos de energia em geometria bidimensional cartesiana. A denominação Albedo, palavra de origem latina para alvura, foi originalmente definida como a fração da luz incidente que é refletida difusamente por uma superfície. Esta denominação latina permaneceu como o termo científico usual em astronomia e, nesta tese, este conceito é estendido para reflexão de nêutrons. Estas condições de contorno tipo albedo SN não-convencional substituem aproximadamente as regiões de baffle e refletor no em torno do núcleo ativo do reator, desprezando os termos de fuga transversal no interior dessas regiões. Se o problema, em particular, não possui termos de fuga transversal, i.e., trata-se de um problema unidimensional, então as condições de contorno albedo, como propostas nesta tese, são exatas. Por eficiência computacional entende-se a análise da precisão dos resultados numéricos em comparação com o tempo de execução computacional de cada simulação de um dado problema-modelo. Resultados numéricos considerando dois problemas-modelo com de simetria são considerados para ilustrar esta análise de eficiência.

Estimativa de fontes externas uniformes de nêutrons em regiões combustíveis para uma distribuição prescrita de potência

Projetos de reatores nucleares foram classificados em quatro gerações (Gen) pelo Departamento de Energia dos Estados Unidos da América (DOE), quando o DOE introduziu o conceito de reatores de geração IV (Gen IV). Reatores Gen IV são um conjunto de projetos de reator nuclear, em sua maioria teóricos, atualmente sendo pesquisados. Entre os projetos Gen IV, incluem-se os projetos dos ADS (Accelerator Driven Systems), que são sistemas subcríticos estabilizados por fontes externas estacionárias de nêutrons. Estas fontes externas de nêutrons são normalmente geradas a partir da colisão de prótons com alta energia contra os núcleos de metais pesados presentes no núcleo do reator, fenômeno que é conhecido na literatura como spallation, e os prótons são acelerados num acelerador de partículas que é alimentado com parte da energia gerada pelo reator. A criticalidade de um sistema mantido por reações de fissão em cadeia depende do balanço entre a produção de nêutrons por fissão e a remoção por fuga pelos contornos e absorção de nêutrons. Um sistema está subcrítico quando a remoção por fuga e absorção ultrapassa a produção por fissão e, portanto, tende ao desligamento. Entretanto, qualquer sistema subcrítico pode ser estabilizado pela inclusão de fontes estacionárias de nêutrons em seu interior. O objetivo central deste trabalho é determinar as intensidades dessas fontes uniformes e isotrópicas de nêutrons, que se deve inserir em todas as regiões combustíveis do sistema, para que o mesmo estabilize-se gerando uma distribuição prescrita de potência elétrica. Diante do exposto, foi desenvolvido neste trabalho um aplicativo computacional em linguagem Java que estima as intensidades dessas fontes estacionárias de nêutrons, que devem ser inseridas em cada região combustível para que estabilizem o sistema subcrítico com uma dada distribuição de potência definida pelo usuário. Para atingir este objetivo, o modelo matemático adotado foi a equação unidimensional de transporte de nêutrons monoenergéticos na formulação de ordenadas discretas (SN) e o convencional método de malha fina diamond difference (DD) foi utilizado para resolver numericamente os problemas SN físicos e adjuntos. Resultados numéricos para dois problemas-modelos típicos são apresentados para ilustrar a acurácia e eficiência da metodologia proposta.

Duplication-degeneration as a mechanism of gene fission and the origin of new genes in Drosophila species

Gene fission and fusion, the processes by which a single gene is split into two separate genes and two adjacent genes are fused into a single gene, respectively, are among the primary processes that generate new genes(1-4). Despite their seeming reversibi

Detailed design of242mAm breeding in pressurized water reactors

There is growing interest in the use of 242mAm as a nuclear fuel. Because of its very high thermal fission cross section and its large number of neutrons released per fission, it can be used for various unique applications, such as space propulsion, medical applications, and compact energy sources. Since the thermal absorption cross section of 242mAm is very high, the best way to obtain 242mAm is by the capture of fast or epithermal neutrons in 241Am. However, fast spectrum reactors are not readily available. In this paper, we explore the possibility of producing 242mAm in existing pressurized water reactors (PWRs) with minimal interference in reactor performance. As suggested in previous studies on the subject, the 242mAm breeding targets are shielded with strong thermal absorbers in order to suppress the thermal neutron flux that causes 242mAm destruction. Since 242mAm enrichment within the Am target mainly depends on the neutron energy distribution, which in turn depends on the Am target thickness and on the neutron filter cutoff energy (thermal absorber type), this unique Am target design was developed. In our study, Cd, Sm, and Gd were considered as thermal neutron filters, as suggested by Cesana et al. The most favorable results were obtained by irradiating Am targets covered either with Gd or Cd. In these cases, up to 8.65% enrichment of 242mAm is obtained after 4.5 yr (three successive PWR fuel cycles) of irradiation. It was also found that significant quantities [up to 1.3 kg/GW (electric)-yr] of 242mAm can be obtained in PWR reactors without notable interference with reactor performance. However, in order to maintain the original fuel cycle length, the enrichment of the driver (UO2) fuel must be increased by ∼1%, raised from the conventional 4.5 to 5.5%, depending on the thermal neutron filter used. The most important reactivity feedback coefficients for fuel assemblies containing the 242mAm breeding targets were evaluated and found to be close to those of a standard PWR. Another product of neutron capture in the 241Am reaction is 238Pu. It was found that in a typical 1000 MW (electric) PWR core with one-third of the fuel assemblies containing 241Am targets, up to 15.1 kg of 238Pu enriched to 80% can be produced per year.

Ultra-thin 242mAm fuel elements in nuclear reactors

There is a growing interest in using 242mAm as a nuclear fuel. The advantages of 242mAm as a nuclear fuel derive from the fact that 242mAm has the highest thermal fission cross section. The thermal capture cross section is relatively low and the number of neutrons per thermal fission is high. These nuclear properties make it possible to obtain nuclear criticality with ultra-thin fuel elements. The possibility of having ultra-thin fuel elements enables the use of these fission products directly, without the necessity of converting their energy to heat, as is done in conventional reactors. There are three options of using such highly energetic and highly ionized fission products. 1. Using the fission products themselves for ionic propulsion. 2. Using the fission products in an MHD generator, in order to obtain electricity directly. 3. Using the fission products to heat a gas up to a high temperature for propulsion purposes. In this work, we are not dealing with a specific reactor design, but only calculating the minimal fuel elements' thickness and the energy of the fission products emerging from these fuel elements. It was found that it is possible to design a nuclear reactor with a fuel element of less than 1 μm of 242mAm. In such a fuel element, 90% of the fission products' energy can escape.

Dynamics of morphological changes for mitochondrial fission and fusion

Mitochondria experience continuous fusion and fission in a living cell, but their dynamics remains poorly quantified. Here a theoretical model was developed, upon a simplified population balance equation (PBE), to predict the morphological changes induced by mitochondrial fission and fusion. Assuming that both fission and fusion events are statistically independent, the survival probability of mitochondria staying in the fission or fusion state was formulated as an exponentially-decayed function with time, which depended on the time-dependent distribution of the mitochondrial volume and the fission and fusion rates. Parametric analysis was done for two typical volume distributions. One was Gamma distribution and the other was Gaussian distribution, derived from the measurements of volume distribution for individual mitochondria in a living cell and purified mitochondria in vitro. The predictions indicated that the survival probability strongly depended on morphological changes of individual mitochondria and was inversely correlated to the fission and fusion rates. This work provided a new insight into quantifying the mitochondrial dynamics via monitoring the evolution of the mitochondrial volume.