Shakedown Analysis Considering Limited Kinematic Hardening Materials

In design or safety assessment of mechanical structures, the use of the Design by Analysis (DBA) route is a modern trend. However, for making possible to apply DBA to structures under variable loads, two basic failure modes considered by ASME or European Standards must be precluded. Those modes are the alternate plasticity and incremental collapse (with instantaneous plastic collapse as a particular case). Shakedown theory is a tool that permit us to assure that those kinds of failures will be avoided. However, in practical applications, very large nonlinear optimization problems are generated. Due to this facts, only in recent years have been possible to obtain algorithms sufficiently accurate, robust and efficient, for dealing with this class of problems. In this paper, one of these shakedown algorithms, developed for dealing with elastic ideally-plastic structures, is enhanced to include limited kinematic hardening, a more realistic material behavior. This is done in the continuous model by using internal thermodynamic variables. A corresponding discrete model is obtained using an axisymmetric mixed finite element with an internal variable. A thick wall sphere, under variable thermal and pressure loads, is used in an example to show the importance of considering the limited kinematic hardening in the shakedown calculations

Core Reactor Calculation Using the Adaptive Remeshing with a Current Error Estimator

With the objective to improve the reactor physics calculation on a 2D and 3D nuclear reactor via the Diffusion Equation, an adaptive automatic finite element remeshing method, based on the elementary area (2D) or volume (3D) constraints, has been developed. The adaptive remeshing technique, guided by a posteriori error estimator, makes use of two external mesh generator programs: Triangle and TetGen. The use of these free external finite element mesh generators and an adaptive remeshing technique based on the current field continuity show that they are powerful tools to improve the neutron flux distribution calculation and by consequence the power solution of the reactor core even though they have a minor influence on the critical coefficient of the calculated reactor core examples. Two numerical examples are presented: the 2D IAEA reactor core numerical benchmark and the 3D model of the Argonauta research reactor, built in Brasil.

Particle Trajectory Computation for Accelerators and Related Technologies

This work reports an alternative method for single non-relativistic charged particle trajectory computation in 2D electrostatic or magnetostatic fields. This task is approached by analytical computation of particle trajectory, by parts, considering the constant fields within each finite element. This method has some advantages over numerical integration ones: numerical miscomputation of trajectories, and stability problems can be avoided. Among the examples presented in this paper, an interesting alternative approach for positive ion extraction from cyclotrons is shown, using strip-foils. Other particle optics devices can benefit of a method such the one proposed in this paper, as beam bending devices, spectrometers, among others. This method can be extended for particle trajectory computation in 3D domains.

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.

Desenvolvimento de uma técnica para análise de desgaste em peças metálicas com o uso do ciclotron CV-28 do IEN

As técnicas nucleares, com ênfase a técnica conhecida como TLA - Thin Layer Activation, tem sido utilizada com sucesso e contribuído significativamente para o estudo de sistemas tribológicos, na análise e medição de desgaste para profundidades na ordem de grandeza de 10 µm apesar potencialmente poder aplicadas a espessuras de dezenas de milímetros. Esta limitação é intrínseca da técnica utilizada na ativação da camada superficial da peça ou elemento a ser investigado, que consiste na aplicação direta de um feixe de partículas carregadas a uma determinada energia, equivalente a máxima seção de choque do material a fim de obter uma taxa ativação constante ao longo de uma determinada espessura ou utilizando uma energia menor que este valor para se obter uma taxa ativação linear também para uma determinada profundidade de ativação. O objetivo desse trabalho é apresentar uma nova técnica que consiste na utilização de um feixe de energia superior a energia correspondente à máxima seção de choque e aplicar um elemento degradador (Roda Degradadora) como objetivo de homogeneizar a ativação superficial ao longo da espessura da amostra, possibilitando uma melhoria na precisão da análise e possibilitando ainda um maior alcance dessa camada e aumentando a gama de aplicações possíveis dessa técnica, onde por exemplo, maiores taxas de desgaste possam ser analisadas. Após o experimento e análise dos dados constatou-se que a técnica proposta melhora a linearidade da curva que representa a taxa de ativação e aumentando significativamente a profundidade analisável podendo chegar a ordem 6 x 10 µm. Em adição este trabalho reinaugura a pesquisa em aplicações nucleares no IEN - Instituto de Engenharia Nuclear com utilização de aceleradores de partículas tipo ciclotron.

Projeto e desenvolvimento de um sistema de irradiação multipropósito com diagnóstico de feixes para o acelerador de partículas cíclotron CV 28

O projeto e desenvolvimento de uma nova linha de feixe dotada de um sistema que viabilize a irradiação no Cíclotron CV-28 do Instituto de Engenharia Nuclear de alvos extensos e de geometria variável tornaram-se necessário para a realização de estudos e desenvolvimento de aplicações de técnicas nucleares e análises de materiais por ativação em condições de irradiação até então não disponíveis. Este sistema que poderá ser utilizado em irradiações com feixes de prótons, alfas, deutério e hélions (He3) a energias variáveis, é composto por dispositivos de: proteção, interceptação, colimação e medição da intensidade do feixe, de forma a possibilitar a realização de irradiações em condições controláveis e reprodutíveis. Para tanto, peças em alumínio e PVC-foram usinadas de forma a construir os componentes do sistema, notadamente colimadores com 13mm e 9mm de diâmetro, um dispositivo de colimação de quatro setores, um "beam stop", duas flanges de isolamento elétrico e um porta alvo (com janela degradadora). Identificou-se também a necessidade de se dotar o sistema aqui desenvolvido de um circuito de refrigeração próprio à água deionizada que é responsável pela refrigeração de todos os seus componentes que possam ter contato com o feixe. O sistema conta ainda com conexões para vácuo, que possibilitam fazer um pré-vácuo em sua câmara de irradiação, de forma que a mesma possa interligada a linha de transporte de feixe de Cíclotron CV-28, sem causar danos ao vácuo do mesmo. A condição para se fazer esta interligação é a obtenção de um pré-vácuo no ordem de 10-4 torr. Os resultados experimentais obtidos com a realização de irradiações de alvos metálicos especialmente desenvolvidos para testar o sistema, que é tema da presente dissertação, atestam a confiabilidade e reprodutibilidade das condições de irradiação, o que viabilizam o desenvolvimento e emprego de novas unidades de irradiação a serem incorporadas ao mesmo. Esse sistema de irradiação já está sendo utilizado na linha 2 do CV-28

Determinação de cobre, cromo e arsênio em madeira preservada (Eucalyptus sp.) pelas espectrometrias de fluorescências de raios X

Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear)

Avaliação in vivo do potencial regenerativo na Degeneração Walleriana de nervos periféricos - com a utilização de laser de baixa potência e composto polivitamínico 3-NERVE

Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear)

Monte Carlo modeling of the patient and treatment delivery complexities for high dose rate brachytherapy

Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP)

Análise de riscos toxicológicos e ambientais na exposição ocupacional aos resíduos de armas de fogo (GSR/ firing ranges): uma proposta de normalização

Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear)

Análise quantitativa de alcanolaminas e CO2 no processo de absorção química via espectroscopia no infravermelho

Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear)

Desenvolvimento de metodologia de análise de indicadores de sustentabilidade como ferramenta para tomada de decisão utilizando lógica fuzzy

Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear)

Determinação de metais em óleos lubrificantes utilizando a técnica de espectrometria de emissão óptica com plasma induzido por laser

IPEN/D

Desenvolvimento de fontes radioativas seladas imobilizadas em resina epóxi para verificação de detectores utilizados em medicina nuclear

Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear)

Modelagem de um sistema de planejamento em radioterapia e medicina nuclear com o uso do código MCNP6

Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear)