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.

A Ergonomia no Projeto, Licenciamento e Avaliação de Salas de Controle de Reatores Nucleares: A Avaliação da Sala de Controle da Usina Nuclear Angra II

Uma sala de controle de reatores nucleares é um sistema complexo que controla um processo termodinâmico usado para produzir energia elétrica. Os operadores interagem com a sala de controle através de "interfaces", que apresentam implicações significantes para a segurança da planta nuclear, pois afetam o modo como os operadores interagem com a sala de controle. Após o acidente de TMI, os projetistas procuram adotar no projeto de salas de controle de reatores nucleares práticas de projeto, que contemplam somente a inclusão de normas internacionais de fatores humanos. A proposta deste trabalho é a de incluir no projeto e modernização de novas salas de controle e na avaliação da sala de controle de ANGRA II, uma metodologia que inclua além da normatização internacional de fatores humanos, a realidade da atividade dos operadores em sala de controle

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.

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.

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.

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.

Análise ergonômica realizada na sala de controle do reator argonauta do Instituto de Engenharia Nuclear

A Análise Ergonômica do Trabalho é um método inserido no campo da Ergonomia, que tem como objetivo descrever a situação de trabalho de forma compreensiva e suficiente. A principal característica da Análise Ergonômica do Trabalho está relacionada com a adoção de uma prática oposta ao experimentalismo puro, ou seja, visa obter e buscar conhecimentos através da análise de situações de trabalho em ambiente real, em situações reais de trabalho. O detalhamento da intervenção ergonômica requerida na sala de controle do Reator Argonauta possui uma magnitude que fogo ao escopo do presente trabalho. Podemos considerar que realizamos uma Análise da Demanda e Estudos Preliminares nas instalações do Reator Argonauta, correspondendo as duas primeiras etapas de uma intervenção ergonômica. O objetivo inicial do nosso estudo é prover subsídios objetivando a modernização desta sala de controle, em função de aspectos como melhorar a segurança, facilitar a manutenção, evitar a obsolescência de equipamentos e sistemas, e garantir que esta modernização traga uma efetiva melhoria nas condições de trabalho dos operadores do reator.

O INSTITUTO DE ENGENHARIA NUCLEAR E O REATOR ARGONAUTA Uma breve história

O documento conta a história de criação e fundação do Instituto de Engenharia Nuclear-IEN.