Rauhan atomi, sodan koodi : Suomalaisen atomivoimaratkaisun teknopolitiikka 1955-1970

This dissertation investigates the atomic power solution in Finland between 1955 - 1970. During these years a national arrangement for atomic energy technology evolved. The foundations of the Finnish atomic energy policy; the creation of basic legislation and the first governmental bodies, were laid between 1955 - 1965. In the late 1960's, the necessary technological and political decisions were made in order to purchase the first commercial nuclear reactor. A historical narration of this process is seen in the international context of "atoms for peace" policies and Cold War history in general. The geopolitical position of Finland made it necessary to become involved in the balanced participation in international scientific-technical exchange and assistive nuclear programs. The Paris Peace Treaty of 1947 categorically denied Finland acquisition of nuclear weapons. Accordingly, from the "Geneva year" of 1955, the emphasis was placed on peaceful purposes for atomic energy as well as on the education of national professionals in Finland. An initiative for the governmental atomic energy commission came from academia but the ultimate motive behind it was an anticipated structural change in the supply of national energy. Economically exploitable hydro power resources were expected to be built within ten years and atomic power was seen as a promising and complementing new energy technology. While importing fuels like coal was out of the question, because of scarce foreign currency, domestic uranium mineral deposits were considered as a potential source of nuclear fuel. Nevertheless, even then nuclear energy was regarded as just one of the possible future energy options. In the mid-1960 s a bandwagon effect of light water reactor orders was witnessed in the United States and soon elsewhere in the world. In Finland, two separate invitations for bids for nuclear reactors were initiated. This study explores at length both their preceding grounds and later phases. An explanation is given that the parallel, independent and nearly identical tenders reflected a post-war ideological rivalry between the state-owned utility Imatran Voima and private energy utilities. A private sector nuclear power association Voimayhdistys Ydin represented energy intensive paper and pulp industries and wanted to have free choice instead of being associated themselves with "the state monopoly" in energy pricing. As a background to this, a decisive change had started to happen within Finnish energy policy: private and municipal big thermal power plants became incorporated into the national hydro power production system. A characteristic phenomenon in the later history is the Soviet Union s effort to bid for the tender of Imatran Voima. A nuclear superpower was willing to take part in competition but not on a turnkey basis as Imatran Voima had presumed. As a result of many political turns and four years of negotiations the first Finnish commercial light water reactor was ordered from the East. Soon after this the private nuclear power group ordered its reactors from Sweden. This work interprets this as a reasonable geopolitical balance in choosing politically sensitive technology. Conceptually, social and political dimensions of new technology are emphasised. Negotiations on the Finnish atomic energy program are viewed as a cooperation and a struggle, where state-oriented and private-oriented regimes pose their own macro level views and goals (technopolitical imaginaries) and defend and advance their plans and practical modes of action (schemata). Here, not only technologists but even political actors are seen to contribute to technopolitical realisations.

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.

Uma percepção geográfica dos riscos do empreendimento termonuclear sobre a comunidade da Vila do Frade, Angra dos Reis, RJ

A comunidade da Vila do Frade encontra-se localizada a 5 km de distância em linha reta do reator da central Nuclear almirante Álvaro Alberto, angra dos Reis, RJ. Possui uma população heterogênea, miscigenada por intensos processos de migração ocorridos a partir da década de 1960 em busca das oportunidades de emprego oferecidos pela industrialização local. Ao longo do tempo, parte dessa população assumiu o risco de morar próximo a um reator nuclear, e por isso, migrou em direção as ofertas de emprego oferecidas pelas atividades da central nuclear. Porém, outra parte da população, já residente na região antes da instalação dos reatores nucleares, foi obrigada a conviver com os riscos ou a migrar. À medida que as transformações territoriais avançaram pelas diferentes áreas do município passaram a expor a sociedade local a riscos nunca antes experimentados. Entendido como um processo ou o produto da frequência de ocorrência de um evento no tempo, o risco pode ser assumido, gerenciado ou negligenciado. Dessa forma, a presente pesquisa buscou, através de um estudo empírico, compreender como os diferentes agentes sociais locais convivem com os riscos da atividade nuclear. Foi objetivo da pesquisa a análise da concepção do conceito e da condição de risco por parte dos diferentes agentes sociais constituintes da comunidade da Vila do Frade, Angra dos Reis. Além disso, foi discutido o papel do Estado no processo do ordenamento territorial local. Para tal, uma metodologia baseada no estudo da percepção ambiental dos diferentes agentes sociais locais foi elaborada. As atividades foram precedidas de um levantamento bibliográfico capaz de dar suporte as investigações, além disso, foram realizadas entrevistas quantitativas e qualitativas com as diferentes representações sociais local. As entrevistas quantitativas foram organizadas num banco de dados e utilizadas para compor uma caracterização da população local no que se refere aos conhecimentos necessários para a aplicação do plano de emergência externo da central nuclear. As entrevistas qualitativas foram organizadas num questionário semiestruturado, composto por perguntas abertas e fechadas, e tiveram como objetivo geral uma compreensão da influência da central nuclear nos processos de desenvolvimento humano local. Para a maioria dos entrevistados a falta de um instrumental metodológico capaz de abranger com maior eficiência todas as áreas, classes sociais da comunidade da Vila do Frade e levar com clareza as questões que se colocam dentro do plano de emergência externo são apontados como o principal fator de risco existente na região.

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.

The effects of operational and design parameters on the tolerance of ADSR fuel pin cladding to beam interruptions

This paper investigates the effects of design parameters, such as cladding and coolant material choices, and operational phenomena, such as creep and fission product decay heat, on the tolerance of Accelerator Driven Subcritical Reactor (ADSR) fuel pin cladding to beam interruptions. This work aims to provide a greater understanding of the integration between accelerator and nuclear reactor technologies in ADSRs. The results show that an upper limit on cladding operating temperature of 550 °C is appropriate, as higher values of temperature tend to accelerate creep, leading to cladding failure much sooner than anticipated. The effect of fission product decay heat is to reduce significantly the maximum stress developed in the cladding during a beam-trip-induced transient. The potential impact of irradiation damage and the effects of the liquid metal coolant environment on the cladding are discussed. © 2013 Elsevier Ltd. All rights reserved.

Implementation of multi-group cross-section methodology in BGCore MC-depletion code

BGCore is a software package for comprehensive computer simulation of nuclear reactor systems and their fuel cycles. The BGCore interfaces Monte Carlo particles transport code MCNP4C with a SARAF module - an independently developed code for calculating in-core fuel composition and spent fuel emissions following discharge. In BGCore system, depletion coupling methodology is based on the multi-group approach that significantly reduces computation time and allows tracking of large number of nuclides during calculations. In this study, burnup calculation capabilities of BGCore system were validated against well established and verified, computer codes for thermal and fast spectrum lattices. Very good agreement in k eigenvalue and nuclide densities prediction was observed for all cases under consideration. In addition, decay heat prediction capabilities of the BGCore system were benchmarked against the most recent edition of ANS Standard methodology for UO2 fuel decay power prediction in LWRs. It was found that the difference between ANS standard data and that predicted by the BGCore does not exceed 5%.

National energy policies of the Federal Republic of Germany and Canada in the 1970s and 1980s: are economic and/or environmental concerns responsible for change?

The thesis presents a comparison of the national energy policies of the Federal Republic of Germany and Canada from 1973 until the late 1980s. The purpose of this paper is to analyze whether economic and/or environmental concerns were responsible for changes in the· West-German and Canadian national energy policies. Furthermore, the feasibility of implementing a soft energy path in West-Germany and Canada is examined. For better comprehension of the policy-making process and implemented changes in the national energy policies of the two states, the West-German and Canadian parliamentary systems and the political cultures were compared. For the analysis, several events with international impact were taken as guidelines. Furthermore, based on statistical data, the West-German and Canadian energy production and consumption were analyzed. With reference to these results the degree of the de facto changes in the national energy policies were analyzed. In addition, the thesis discusses the possibilities which a soft energy path offers to both national governments to renounce themselves from the dependencies on a few energy resources. The thesis reveals that changes in the West-German and Canadian national energy policies, in their energy production and consumption are correlated to various world events. In particular, governmental reponses security of energy supply by the two international oil crises of 1973 and 1979/1980 demonstrate that changes in the West-German and Canadian national energy policies were implemented in reaction to economic concerns than environmental ones. With the policies "away from oil" and "off oil", the West-German and Canadian government implemented the i i substitution of oil through various diverse energy supply resources. However, energy savings concepts and policies were initiated through the first oil crisis in 1973. The world recessions in 1975 and 1982 had no 'profound impacts on the agenda of West-German and Canadian energy policies. As a consequence of the stagnation or the negative growth of the world economic market, changes in their energy production and consumption can be perceived. However, the West-German and Canadian energy production and consumption intensified with the augmentation of the world economy. During the period of study, environmental concerns were taken into account in the energy policy agendas of the Federal Republic of Germany and Canada but they were not of primary concern. wi thin the decade of. the 1980s notably more environmental considerations were taken into account in the energy policies of the two states. The two nuclear reactor accidents in 1979 and 1986 sharpened to various degrees West-German and Canadian public discourse of present energy supply mix and attitude towards energy production and consumption. The statistical data reflects yet no changes in the energy policies in regard to the position of nuclear power. However, in the next several years possible changes can be observed through statistical data, because the planning, the construction and possible phase out of nuclear power requires several years. Finally, the thesis reveals that the implementation of a soft energy path requires profound changes in the consumer behaviour. As several studies indicate, a soft energy path is technological and economically feasible for the Federal Republic of Germany and Canada, its implementation remains to be a political decision.

Behaviour of laterised normal and self compacting concrete subjected to elevated temperatures

Concrete is a universal material in the construction industry. With natural resources like sand and aggregate, fast depleting, it is time to look for alternate materials to substitute these in the process of making concrete. There are instances like exposure to solar radiation, fire, furnaces, and nuclear reactor vessels, special applications like missile launching pads etc., where concrete is exposed to temperature variations In this research work, an attempt has been made to understand the behaviour of concrete when weathered laterite aggregate is used in both conventional and self compacting normal strength concrete. The study has been extended to understand the thermal behaviour of both types of laterised concretes and to check suitability as a fire protection material. A systematic study of laterised concrete considering parameters like source of laterite aggregate, grades of Ordinary Portland Cement (OPC) and types of supplementary cementitious materials (fly ash and GGBFS) has been carried out to arrive at a feasible combination of various ingredients in laterised concrete. A mix design methodology has been proposed for making normal strength laterised self compacting concrete based on trial mixes and the same has also been validated. The physical and mechanical properties of laterised concretes have been studied with respect to different variables like exposure temperature (200°C, 400°C and 600°C) and cooling environment (air cooled and water cooled). The behaviour of ferrocement elements with laterised self compacting concrete has also been studied by varying the cover to mesh reinforcement (10mm to 50mm at an interval of 10mm), exposure temperature and cooling environment.

COCO-2: a model to assess the economic impact of an accident

COCO-2 is a model for assessing the potential economic costs likely to arise off-site following an accident at a nuclear reactor. COCO-2 builds on work presented in the model COCO-1 developed in 1991 by considering economic effects in more detail, and by including more sources of loss. Of particular note are: the consideration of the directly affected local economy, indirect losses that stem from the directly affected businesses, losses due to changes in tourism consumption, integration with the large body of work on recovery after an accident and a more systematic approach to health costs. The work, where possible, is based on official data sources for reasons of traceability, maintenance and ease of future development. This report describes the methodology and discusses the results of an example calculation. Guidance on how the base economic data can be updated in the future is also provided.

Investigation of whole blood of SJL/J mice using neutron activation analysis

The Br (0.0022 +/- A 0.0006 gL(-1)), Ca (0.113 +/- A 0.012 gL(-1)), Cl (3.07 +/- A 0.36 gL(-1)), K (2.63 +/- A 0.14 gL(-1)), Mg (0.045 +/- A 0.002 gL(-1)) and Na (2.09 +/- A 0.10 gL(-1)) concentrations were determined in whole blood of SJL/J mice using the Neutron Activation Analysis (NAA) technique. Eleven whole blood samples were analyzed in the IEA-R1 nuclear reactor at IPEN (So Paulo, Brazil). These data contribute for applications in veterinary medicine related to biochemistry analyses using whole blood. Moreover, the correlation with human blood estimation allows to checking the similarities for studying muscular dystrophy using this model animal.

A física da terapia de captura de nêutrons pelo boro

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

Experimental study of a methodology for Fission-track Dating without neutron irradiation

To carry out the dating by the Fission Track Method (FTM) the international community that works with this method employs methodologies in which the mineral to be dated must be irradiated with neutrons. Such irradiation, performed in a nuclear reactor, demand a relatively long waiting time so that the activity of the sample attain a proper level for handling. The present work aims to establish a methodology that makes possible the dating by FTM using a mass spectrometer instead of a nuclear reactor. This methodology was applied to apatite samples from Durango, Mexico. © 2009 Elsevier Ltd. All rights reserved.

Método de traços de fissão em zircão: estudos geocronológicos no grupo Bauru

Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior (CAPES)