Métodos numéricos para a integração das equações da cinética pontual de um reator nuclear

As equações da cinétiica pontual de um reator nuclear térmico são integradas numericamente, utilizando um método matricial de continuação analitica. Essas equações são essencialmente não-negativas e possuem um autovalor dominante vinculado à reatividade do sistema. Também, descrevem-se os métodos de Hansen e Porsching.

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 um elemento combustível instrumentado para o reator de pesquisa IEA-R1

Após o aumento de potência do reator IEA-R1 de 2 MW para 5 MW observou-se um aumento da taxa de corrosão nas placas laterais de alguns elementos combustíveis e algumas dúvidas surgiram com relação ao valor de vazão utilizada nas análises termo-hidráulicas. A fim de esclarecer e medir a distribuição de vazão real pelos elementos combustíveis que compõe o núcleo do reator IEA-R1, um elemento combustível protótipo, sem material nuclear, chamado DMPV-01 (Dispositivo para Medida de Pressão e Vazão), em escala real, foi projetado e construído em alumínio. A vazão no canal entre dois elementos combustíveis é muito difícil de estimar ou ser medida. Esta vazão é muito importante no processo de resfriamento das placas laterais. Este trabalho apresenta a concepção e construção de um elemento combustível instrumentado para medir a temperatura real nestas placas laterais para melhor avaliar as condições de resfriamento do combustível. Quatorze termopares foram instalados neste elemento combustível instrumentado. Quatro termopares em cada canal lateral e quatro no canal central, além de um termopar no bocal de entrada e outro no bocal de saída do elemento. Existem três termopares para medida de temperatura do revestimento e um para a temperatura do fluido em cada canal. Três séries de experimentos, para três configurações distintas, foram realizadas com o elemento combustível instrumentado. Em dois experimentos uma caixa de alumínio foi instalada ao redor do núcleo para reduzir o escoamento transverso entre os elementos combustíveis e medir o impacto na temperatura das placas externas. Dada a tamanha quantidade de informações obtidas e sua utilidade no projeto, melhoria e capacitação na construção, montagem e fabricação de elementos combustíveis instrumentados, este projeto constitui um importante marco no estudo de núcleos de reatores de pesquisa. As soluções propostas podem ser amplamente utilizadas para outros reatores de pesquisa.

A física da terapia de captura de nêutrons pelo boro

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

Revisão dos principais radiofármacos utilizados no Brasil e suas aplicações na detecção e terapia de patologias

Radiopharmaceuticals are substances marked with radionuclides that can be used for detection and treatment of cancer, infections and inflammatory diseases. They emit several types of radiation through different decay routes, each radioisotope with its specific properties and uses. They can usually be produced from several different materials, by bombardment with particle beams in a nuclear research reactor or cyclotron, depending on their characteristics. Brazil has four public institutions which produce - or import - and distribute radiopharmaceuticals to hospitals and clinics throughout its territory. The largest such institution, Ipen, distributes 97% of radiopharmaceuticals used in the country. Some radiopharmaceuticals decay very quickly, meaning they must be produced and quickly administered to the patient in the same location, presenting a logistical challenge. Nuclear medicine in Brazil is a promising field and has been steadily growing, although rigid laws and a lack of qualified work force hinder Research and Development efforts for new radiopharmaceuticals. The construction of a new nuclear research reactor, in 2016, should generate self-sufficiency and economy in radiopharmaceutical production and avoid a future crisis in the supply of technetium-99m, the most important radioisotope, used in over 80% of procedures with radiopharmaceuticals.

Acúmulo de minerais em Aechmea blanchetiana (Baker) L.B. Smith (Bromeliaceae), contaminadas com zinco em cultivo in vitro

Com o objetivo de estudar a absorção e translocação de Ca, Co, Fe, K e Zn em Aechmea blanchetiana, plantas foram cultivadas in vitro em meios de cultivo contendo concentrações de Zn (0,0; 0,18; 1,8; 18 e 180 mg Zn L-1). Após 16 semanas de cultivo, os sistemas aéreo e radicular foram separados e determinadas à massa seca para massa de matéria seca e para a análise por ativação com nêutrons (AAN). O procedimento consistiu em irradiar amostras e padrões no reator nuclear de pesquisa IEA-R1 por 16 h para análise por espectrometria de raios gama. O controle dos resultados foi avaliado por meio das análises dos materiais de referência certificados, com desvios padrão relativo de 9,1 % e erros inferiores a 12,9 %. Os resultados das determinações dos elementos mostraram que o Zn alterou absorção e translocação de Ca, Co, Fe, K e Zn. A espécie apresentou alta quantidade de Zn nos sistemas aéreo e radicular indicando, possivelmente, ser bioacumuladora desse elemento.

PCRELAP5 - Programa de cálculo para os dados de entrada do código RELAP5

Após os acidentes nucleares ocorridos no mundo, critérios e requisitos extremamente rígidos para a operação das instalações nucleares foram determinados pelos órgãos internacionais que regulam essas instalações. A partir da ocorrência destes eventos, as operadoras de plantas nucleares necessitam simular alguns acidentes e transientes, por meio de programas computacionais específicos, para obter a licença de operação de uma planta nuclear. Com base neste cenário, algumas ferramentas computacionais sofisticadas têm sido utilizadas como o Reactor Excursion and Leak Analysis Program (RELAP5), que é o código mais utilizado para a análise de acidentes e transientes termo-hidráulicos em reatores nucleares no Brasil e no mundo. Uma das maiores dificuldades na simulação usando o código RELAP5 é a quantidade de informações geométricas da planta necessárias para a análise de acidentes e transientes termo-hidráulicos. Para a preparação de seus dados de entrada é necessário um grande número de operações matemáticas para calcular a geometria dos componentes. Assim, a fim de realizar estes cálculos e preparar dados de entrada para o RELAP5, um pré-processador matemático amigável foi desenvolvido, neste trabalho. O Visual Basic for Applications (VBA), combinado com o Microsoft Excel, foi utilizado e demonstrou ser um instrumento eficiente para executar uma série de tarefas no desenvolvimento desse pré-processador. A fim de atender as necessidades dos usuários do RELAP5, foi desenvolvido o Programa de Cálculo do RELAP5 PCRELAP5 onde foram codificados todos os componentes que constituem o código, neste caso, todos os cartões de entrada inclusive os opcionais de cada um deles foram programados. Adicionalmente, uma versão em inglês foi criada para PCRELAP5. Também um design amigável do PCRELAP5 foi desenvolvido com a finalidade de minimizar o tempo de preparação dos dados de entrada e diminuir os erros cometidos pelos usuários do código RELAP5. Nesse trabalho, a versão final desse pré-processador foi aplicada com sucesso para o Sistema de Injeção de Emergência (SIE) da usina Angra 2.

Evolução das doses no ambiente do Reator IEA-R1 e tendências com base nos resultados atuais

O Ipen/Cnen-SP possui um Reator de Pesquisa(IEA-R1) em operação desde 1957. Ele utiliza água leve como blindagem, moderador e como fluido refrigerante, o volume desta piscina é de 273m3. Até 1995 a operação do Reator era descontinua, ou seja, operava diariamente sendo desligado no final do dia, a uma potência de 2,0 MW. A partir daquele ano, após algumas modificações de segurança, o Reator passou a operar de forma continua, ou seja, de segunda-feira a quarta-feira sem ser desligado, totalizando 64 horas semanais. A potência também foi aumentando até 4,5 MW em 2012. Em virtude dessas alterações, a saber, operação contínua e do aumento da potência, as doses dos trabalhadores aumentaram e por isso foram realizados vários estudos para diminui-las. Estudos demonstraram que uma das principais limitações para operação de um reator em potência elevada, provém das radiações gama emitidas pelo sódio-24. Outros elementos como magnésio-27, Alumínio-28, Argônio-51, contribuem de forma considerável para a atividade da água da piscina. A introdução de uma camada de água quente em sua superfície, estável e isenta de elementos radioativos com 1,5m a 2m de espessura constituiria uma blindagem às radiações provenientes dos elementos radioativos dissolvidos na água. Estudos de otimização provaram que a instalação da camada quente não era necessária para o regime e potência atual de operação do Reator, pois outros procedimentos adotados eram mais eficazes. A partir desta decisão o serviço de Proteção Radiológica do Reator IEA-R1, montou um programa de avaliação das doses para certificar-se de que elas se mantinham em valores razoáveis baseados em princípios estabelecidos em normas nacionais e internacionais. O intuito deste trabalho é realizar uma análise das doses individuais dos IOE (Individuo Ocupacionalmente Expostos), considerando as mudanças no regime de operação do Reator e sugerir opções de proteção e segurança, viáveis em primeira instância, para reduzir as doses analisadas, visando se chegar aos níveis de referencia de 3 mSv/ano adotados pela instalação em apreço.

Emergent Antiferromagnetism Out Of The Hidden-order" State In Uru2si2: High Magnetic Field Nuclear Magnetic Resonance To 40 T."

Very high field (29)Si-NMR measurements using a fully (29)Si-enriched URu(2)Si(2) single crystal were carried out in order to microscopically investigate the hidden order (HO) state and adjacent magnetic phases in the high field limit. At the lowest measured temperature of 0.4 K, a clear anomaly reflecting a Fermi surface instability near 22 T inside the HO state is detected by the (29)Si shift, (29)K(c). Moreover, a strong enhancement of (29)K(c) develops near a critical field H(c) ≃ 35.6 T, and the ^{29}Si-NMR signal disappears suddenly at H(c), indicating the total suppression of the HO state. Nevertheless, a weak and shifted (29)Si-NMR signal reappears for fields higher than H(c) at 4.2 K, providing evidence for a magnetic structure within the magnetic phase caused by the Ising-type anisotropy of the uranium ordered moments.

Observation Of D0 Meson Nuclear Modifications In Au+au Collisions At Sqrt[s(nn)] = 200 Gev.

We report the first measurement of charmed-hadron (D(0)) production via the hadronic decay channel (D(0) → K(-) + π(+)) in Au+Au collisions at sqrt[s(NN)] = 200 GeV with the STAR experiment. The charm production cross section per nucleon-nucleon collision at midrapidity scales with the number of binary collisions, N(bin), from p+p to central Au+Au collisions. The D(0) meson yields in central Au + Au collisions are strongly suppressed compared to those in p+p scaled by N(bin), for transverse momenta p(T) > 3 GeV/c, demonstrating significant energy loss of charm quarks in the hot and dense medium. An enhancement at intermediate p(T) is also observed. Model calculations including strong charm-medium interactions and coalescence hadronization describe our measurements.

Espectroscopia de Ressonância Magnética Nuclear de 13C no estudo de rotas biossintéticas de produtos naturais

During the last five decades, as a result of an interaction between natural product chemistry, synthetic organic chemistry, molecular biology and spectroscopy, scientists reached an extraordinary level of comprehension about the natural processes by which living organisms build up complex molecules. In this context, 13C nuclear magnetic resonance spectroscopy, allied with isotopic labeling, played a determinant role. Nowadays, the widespread use of modern NMR techniques allows an even more detailed picture of the biochemical steps by accurate manipulation of the atomic nuclei. This article focuses on the development of such techniques and their impact on biosynthetic studies.