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.

钛宝石中子辐照色心的研究

研究了中子辐照下钛宝石单晶体缺陷的形成及光学性能的变化。对温度梯度法(TGT)生长的钛宝石晶体进行中子辐照。中子能量为1．5MeV，剂量为4．32×10^18 neutrons／cm^2。辐照后194nm吸收峰强度增加,268nm吸收峰强度则降低。荧光谱检测中发现辐照使得420nm荧光峰强度明显降低，荧光峰位置也蓝移至414nm处。分析表明辐照使得钛宝石晶体内形成F^+缺陷，同时Ti^4+离子则转化成Ti^3+离子。辐照后的钛宝石在247C处有热释光TL出现，通过初始上升法计算出其陷阱深度为0．63eV。

蓝宝石中子辐照色心的研究

研究了中子辐照对蓝宝石(α-Al2O3)单晶体缺陷形成及光学性能的影响，对采用提拉法与温度梯度法生长的蓝宝石晶体进行中子辐照，通过对比辐照前后的吸收及荧光光谱变化，发现辐照使得蓝宝石晶体内形成F、F^+和F2^+色心缺陷，但不同方法生长的晶体样品中色心浓度差异明显。其中提拉法样品的F心浓度要高于温度梯度法样品，而温度梯度法样品中F^+色心浓度要高于提拉法样品。分析表明，这与两种方法生长的晶体中杂质含量差异有关。通过研究辐照后晶体的热致发光谱发现提拉法与温度梯度法生长的蓝宝石晶体分别在145℃与150℃有明

Método numérico de Matriz Resposta acoplado a um esquema de reconstrução espacial analítica para cálculos unidimensionais de transporte de nêutrons na formulação de ordenadas discretas multigrupo de energia com fonte fixa

Um método de Matriz Resposta (MR) é descrito para gerar soluções numéricas livres de erros de truncamento espacial para problemas multigrupo de transporte de nêutrons com fonte fixa e em geometria unidimensional na formulação de ordenadas discretas (SN). Portanto, o método multigrupo MR com esquema iterativo de inversão nodal parcial (NBI) converge valores numéricos para os fluxos angulares nas fronteiras das regiões que coincidem com os valores da solução analítica das equações multigrupo SN, afora os erros de arredondamento da aritmética finita computacional. É também desenvolvido um esquema numérico de reconstrução espacial, que fornece a saída para os fluxos escalares de nêutrons em cada grupo de energia em um intervalo qualquer do domínio definido pelo usuário, com um passo de avanço também escolhido pelo usuário. Resultados numéricos são apresentados para ilustrar a precisão do presente método em cálculos de malha grossa.

Caracterização óptica e estrutural de materiais isolantes dopados com metais de transição do grupo do ferro

O objetivo deste trabalho foi a investigação das propriedades ópticas e estruturais de materiais isolantes contendo metais de transição do grupo do ferro como impurezas substitucionais. As técnicas usadas para o estudo de amostras MgGa2O4, MgGa2O4 + B- Ga2O3 e ZnGa2O4 dopadas com Cr3+e Fe3+ foram: fotoluminescência, excitação, difração de raios-X, espalhamento de nêutrons, método de Rietveld para o refinamento da estrutura e espectroscopia fotoacústica. Estas técnicas permitem a determinação da coordenação do sítio impureza, a atribuição das transições de energia, o cálculo dos parâmetros de energia e a determinação de propriedades cristalográficas. As amostras apresentam largas bandas de energia nas regiões do visível e do infravermelho. Estas transições indicam a relevância deste estudo pelo interesse tecnológico na obtenção de novos materais com bandas sintonizáveis. No primeiro capítulo apresentamos uma introdução à teoria de campo cristalino. No segundo capítulo apresentamos medidas de fotoluminescência e excitação do MgGa2O4 dopado com 0,1, 0,5, 1,0 e 5,0 % de Cr3+ a 77 K e temperatura ambiente. No terceiro capítulo usamos fotoluminescência, excitação, espalhamento de nêutrons, difração de raios X, fotoacústica e método de refino de Rietveld para analisar o sistema MgGa2O4 + B-Ga2O3 contendo 0,1, 0,5, 1,0 e 5,0 % de Cr3+. No quarto capítulo mostramos resultados de fotoacústica para o ZnGa2O4 dopado com 5% e 10% de Fe3+.

Modelagem computacional da estabilização de sistemas subcríticos segundo o modelo unidimensional de difusão de nêutrons monoenergéticos

Um método numérico espectronodal (END) livre de erros de truncamento espacial é desenvolvido para problemas unidimensionais de difusão de nêutrons monoenergéticos em duas versões. Na versão de problemas de autovalor, o método gera soluções numéricas para o perfil do fluxo escalar e para o fator de multiplicação efetivo (k), que coincidem com a solução analítica dominante, afora os erros da aritmética finita computacional. Na versão de fonte fxa, o método também gera soluções numéricas analíticas para o problema de fonte fixa correspondente, onde a fonte de fissão, com dependência espacial, é obtida analiticamente, a partir da reconstrução espacial do fluxo escalar gerado pelo método END para problemas de autovalor. Alguns experimentos numéricos são apresentados para dois problemas modelos a fim de ilustrar a precisão do método.

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.

Caracterização de um sistema digital de aquisição de imagens radiográficas utilizando nêutrons térmicos e raios gama para a inspeção de componentes mecânicos.

Ensaio não destrutivo é uma ferramenta essencial quando um equipamento, dispositivo ou componente não pode ser submetido a procedimentos destrutivos ou invasivos devido a razões de segurança, alto custo ou outras restrições físicas ou logísticas. Dentro deste quadro radiografias por transmissão com raios gama e nêutrons térmicos são técnicas singulares para inspecionar um objeto e desvendar sua estrutura interna devido à capacidade de atravessar uma vasta gama de materiais utilizados na indústria. Grosso modo, raios gama são mais atenuados por materiais pesados enquanto nêutrons térmicos são mais atenuados por materiais mais leves, tornando-as ferramentas complementares. Este trabalho apresenta os resultados obtidos na inspeção de vários componentes mecânicos, através da radiografia por transmissão com nêutrons térmicos e raios gama. O fluxo de nêutrons térmicos de 4,46x105 n.cm-2.s-1 disponível no canal principal do reator de pesquisa Argonauta do Instituto de Engenharia Nuclear foi usado como fonte para as imagens radiográficas com nêutrons. Raios dekeV emitidos pelo 198Au, também produzido no reator, foram usados como fonte de radiação para radiografias . Imaging Plates, especificamente produzidos para operar com nêutrons térmicos ou com raios X, foram empregados como detectores e dispositivos de armazenamento e captação de imagens para cada uma dessas radiações. Esses dispositivos exibem varias vantagens quando comparados ao filme radiográfico convencional. Com efeito, além de maior sensibilidade e serem reutilizáveis não são necessários câmaras escuras e processamento químico para a revelação. Em vez disso, ele é lido por um feixe de laser que libera elétrons armadilhados na rede cristalina durante a exposição à radiação, fornecendo uma imagem final digital. O desempenho de ambos os sistemas de aquisição de imagens, assim constituído, foi avaliado com respeito à sensibilidade, resolução espacial, linearidade e range dinâmico, incluído uma comparação com sistemas radiográficos com nêutrons empregando filmes e folhas de gadolínio como conversor de nêutrons em partículas carregadas. Além desta caracterização, diversos equipamentos e componentes foram radiografados com ambos os sistemas visando-se avaliar suas capacidades de desvendar a estrutura interna desses objetos e detectar estruturas e estados anormais. Dentro desta abordagem, uma neutrongrafia detectou a presença de material cerâmico remanescente empregado como molde no processo de fabricação nos canais de refrigeração de uma aleta do estator de uma turbina tipo turbo-fan, que deveria estar livre desse material. O reostato danificado de um sensor de pressão automotivo, foi identificado por neutrongrafia, embora nesse caso a radiografia também conseguiu realizar essa tarefa com melhor resolução, corroborando assim as curvas de resolução espacial obtidas na caracterização dos dois sistemas. A homogeneidade da distribuição do material encapsulado em uma gaxeta explosiva de chumbo utilizada na indústria aeroespacial foi igualmente verificada por neutrongrafia porque esse metal é relativamente transparente para nêutrons, mas suficientemente opaco para o explosivo rico em hidrogênio. Diversos outros instrumentos e componentes tais como variômetro, altímetro, bússola aeronáutica, injetor automotivo de combustível, foto-camera, disco rígido de computador, motor de passo, conectores eletrônicos e projéteis foram radiografados com ambos os sistemas visando avaliar suas habilidades em desvendar diferentes peculiaridades em função do agente interrogador.

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.

Characterising the neutron and gamma responses of the NPL liquid scintillation detectors.

The absolute responses of the NPL liquid scintillation spectrometers to monoenergetic neutrons and gammas were measured at various energies in the ranges 1.2 - 17 MeV approximately for neutrons and 0.28 - 1.8 MeV for gammas. Additional measurements of the proton light output function were also carried out. Calculated responses were then obtained for the larger detector using the programs NRESP7 and PHRESP, and compared with the absolute measurements. Finally, response matrices for this detector were generated using responses calculated at closely spaced energies.

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.

Neutron irradiation effect in two-dimensional electron gas of AlGaN/GaN heterostructures

AlGaN/GaN heterostructures have been irradiated by neutrons with different influences and characterized by means of temperature-dependent Hall measurements and Micro-Raman scattering techniques. It is found that the carrier mobility of two-dimensional electron gas (2DEG) is very sensitive to neutrons. At a low influence of 6.13 x 10(15) cm(-2), the carrier mobility drops sharply, while the sheet carrier density remains the same as that of an unirradiated sample. Moreover, even for a fluence of up to 3.66 x 10(16) cm(-2), the sheet carrier density shows only a slight drop. We attribute the degradation of the figure-of-merit (product of n(s) x mu) of 2DEG to the defects induced by neutron irradiation. Raman measurements show that neutron irradiation does not yield obvious change to the strain state of AlGaN/GaN heterostructures, which proves that degradation of sheet carrier density has no relation to strain relaxation in the present study. The increase of the product of n(s) x mu of 2DEG during rapid thermal annealing processes at relatively high temperature has been attributed to the activation of Ge-Ga transmuted from Ga and the recovery of displaced defects.

Gamma decay of the lowly excited states of 189Re

189W activities were produced via the 192Os(n, α) reaction using irradiation of isotopically enriched 192Os metallic powder of ～100 mg/cm2 with 14 MeV neutrons. The X-γ and γ-γ coincidence measurements were made so as to obtain γ rays from 189W decay and its coincidence relations. A new simple decay scheme of 189W including three γ rays of 210.2, 229.6 and 260.2 keV is proposed. Two new levels of 189Re at 470.4 and 489.8 keV are assigned.