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Startup transients in accelerator driven systems using cinesp-ads code
Get PDFAccelerator Driven Systems (ADS) are subcritical nuclear reactor cores driven by spallation neutron source.
These spallation neutrons are provided from the bombardment of a liquid metal flowing in a central region of
the core, by a proton beam coming from a linear accelerator. Since neutron source dominates the neutronic of
the ADS, its control usually is not related to the delayed neutron fractions as in the critical systems. In this way,
ADS kinetics diverges from the former ones. This work presents some results of transients in ADS. Since ADS
is to work in a pulsed regime, with time duration of pulse, a parametric result is showed to point out that
different pulse durations should be studied in conjunction with pulse intensity, to maintain the ADS power
stable. In addition, before generating these results, some transients were used to validate the CINESP-ADS
code. It solves numerically the kinetic equations based on the multigroup diffusion theory, in One- or Twodimensional,
in the Cartesian or Cylindrical geometries, and for any energy and delayed neutron groups. Threedimensional
simulation is possible using a reactor transversal buckling. The numerical solution is obtained via
finite differences for the spatial discretization, using the so-called box integration, and with the use of
Alternating Direction Explicit (ADE) methods, for the time discretization. The code application to some
transients due to source neutron variations demonstrates its efficiency and accuracy, when compared with
analytical techniques, such as one that uses expansion in series of Helmholtz eigenfunctions
Metodologia para identificação dos fatores que afetam o desempenho dos operadores de salas de controle de plantas nucleares, em situações de emergência
Get PDFO erro humano, se intencional ou não intencional é definido como qualquer ação humana ou a sua falta, que
excede ou falha em atingir um limite de aceitabilidade, onde os limites do desempenho humano são definidos
pelo sistema. Qualquer definição de erro humano deve considerar as ações e limites específicos envolvidos
numa tarefa em particular, em um determinado contexto e ser considerado como um resultado natural e
inevitável da variabilidade humana em interações com um sistema, refletindo as influências de todos os fatores
pertinentes no momento em que as ações são executadas. Para minimizar os erros humanos, deve-se considerar os fatores que afetam o desempenho humano (FADs). Situações de trabalho adequadamente projetadas, compatíveis com as necessidades, capacidades e limitações humanas, levando em considerando os fatores que afetam o desempenho humano (FADs), podem criar condições que otimizem o desempenho do trabalhador e minimizem os erros humanos. Este trabalho tem como objetivo desenvolver uma metodologia para identificação dos fatores que afetam o desempenho dos operadores de salas de controle de plantas nucleares, em situação de emergência, utilizando os aspectos definidos por métodos de análise da confiabilidade humana centrados no julgamento por especialista
Economic assessment of the iris reactor for deployment in Brazil using inpro methodology
Get PDFThis paper presents the main results of the evaluation of the economic competitiveness of the International
Reactor Innovative and Secure (IRIS) for deployment in Brazil using the assessment methodology developed
under the International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles (INPRO), co-ordinated by the
International Atomic Energy Agency (IAEA). INPRO was initiated in 2001 and has the main objective of
helping to ensure that nuclear energy will be available to contribute in a sustainable manner to the energy needs of the 21st century. Among its missions are the development of a methodology to assess innovative nuclear energy systems (INS) on a global, regional and national basis, and to facilitate the co-operation among IAEA Member States for planning the development and deployment of INS. Brazil joined INPRO since its beginning and in 2005 submitted a proposal for the screening assessment of two small-sized integral-type PWR reactors as alternative components of an INS completed with a conventional open nuclear fuel cycle based on enriched uranium. This paper outlines the rationale and the main results of the economic assessment of the IRIS-based INS completed in August 2008. The study concluded that IRIS reference design satisfies most of INPRO criteria in the area of economics
Search for Spontaneous Magnetic Order in ZrNi5 and HfNi5
No full textThe hyperfine interaction experienced by 181Ta nuclei in the intermetallic compounds ZrNi5, HfNi5 and Hf2Ni7 has been investigated by perturbed angular correlation (PAC) measurements, in a temperature range 15 K ≥ T ≤ 1,200K. The temperature dependence of the electric quadrupole interaction of 181Ta in Hf2Ni7 suggests the existence of a reversible phase transformation at T ≥ 500 K
Desenvolvimento e avaliação de procedimentos de operação computadorizados para salas de controle avançadas de plantas industriais
Get PDFO Laboratório de Interfaces Homem-Sistema (LABIHS) é formado por um conjunto de equipamentos e programas de computadores que simulam os processos de uma usina nuclear com 930 MWe de potência, formando um simulador compacto de uma planta nuclear PWR (Pressurized Water Reactor) e constituindo uma sala de controle avançada com várias interfaces gráficas representando os vários sistemas que compõem o reator nuclear. Uma das linhas de pesquisa do LABIHS é o desenvolvimento e avaliação de sistemas de procedimentos computadorizados para salas de controle avançadas de plantas industriais. Este relatório tem como principal objetivo apresentar de maneira sucinta o estado da arte dos sistemas de procedimentos computadorizados, enfatizando a descrição de quatro sistemas implementados. O relatório também apresenta uma descrição dos principais componentes de hardware e software do LABIHS, com ênfase para as ferramentas de desenvolvimento e avaliação de procedimentos computadorizados
Método analítico de aproximação polinomial para problemas de ordenadas discretas em geometria cartesiana unidimensional
No full textNeste trabalho, nós desenvolvemos um método de aproximação polinomial para obtermos as
funções de transferência que aparecem nas equações auxiliares do método SGF para
problemas monoenergéticos com espalhamento linearmente anisotrópico em geometria
Cartesiana unidimensional. Para isto, utilizamos os polinômios de Lagrange para comparar os
resultados numéricos com aqueles gerados pelo método SGF analítico aplicado a problemas
SN em domínios heterogêneos. Este trabalho é um estudo preliminar para um novo propósito,
que é a aproximação das exponenciais que aparecem nos termos de fuga transversal do
método ExpN-SGF.In this work we evaluate polynomial approximations to obtain the transfer functions that
appear in SGF auxiliary equations (Green´s Functions) for monoenergetic linearly anisotropic
scattering SN equations in one-dimensional Cartesian geometry. For this task we use
Lagrange Polynomials in order to compare the numerical results with the ones generated by
the standard SGF method applied to SN problems in heterogeneous domains. This work is a
preliminary investigation of a new proposal for handling the transverse leakage terms that
appear in the transverse-integrated one-dimensional SN equations when we use the SGF –
exponential nodal method (SGF-ExpN) in multidimensional rectangular geometry
Guia para apresentação de dissertação do programa de pós-graduação em Ciência e Tecnologia Nucleares
No full textO presente guia tem por objetivo estabelecer regras para a elaboração das dissertações apresentadas ao Programa de Pós-graduação do Instituto de Engenharia Nuclear (PPGIEN) para a obtenção do grau de Mestre. Pretende-se também facilitar através de explicações e exemplos a confecção da dissertação.
Para um Serviço de Recuperação de Informação o objetivo da normalização de trabalho vai muito além da estética, propiciando também mais agilidade no tratamento/recuperação da Informação. As instruções aqui apresentadas são baseadas nas recomendações da ABNT (Associação Brasileira de Normas Técnicas) NBR 14724/2005, NBR 15287/2006, NBR 6023/2002, no Código de Catalogação Anglo-Americano. 2.edição (AACR-2) de 2002, no manual de elaboração e teses da UFRJ de 2004
Desenvolvimento de técnica ultra-sônica para medida de porosidade em pastilha de UO2
No full textA caracterização do combustível nuclear é de grande importância para
garantir a eficiência e até mesmo a segurança nas usinas. Atualmente as técnicas
utilizadas envolvem elevados custos com equipamentos, materiais e instalações de
proteção radiológica, além disso, por serem destrutivas, impõem que a verificação
das características deste material seja feita por amostragem. Neste trabalho
desenvolveu-se uma técnica não destrutiva, que foi utilizada para medidas de
porosidade em pastilhas de Alumina (Al2O3) que forneceu resultados precisos e
rápidos. Tem-se o objetivo de que esta técnica possa ser utilizada na prática
laboratorial para medidas em pastilhas de UO2, pois viabilizaria a inspeção de até
100% do combustível nuclear, garantindo maior controle das características do
material utilizado, resultando em maior segurança, eficiência e economia. A
inovação da técnica se deve ao fato de analisar o espectro de freqüência do pulso
ultra-sônico, e não seu tempo de percurso no material, comumente utilizado. Neste
trabalho foram utilizadas 40 pastilhas cerâmicas de alumina com valores de
porosidade entre 5,09% e 37,30%. Um sistema de reconhecimento de sinais
utilizando redes neurais artificiais possibilitou distinguir pastilhas com diferenças de
porosidade de 0,04%. Observou-se também que esta técnica pode ser utilizada
para diversos outros fins, como por exemplo, na determinação da fração de vazio em
regime de escoamento bifásico, que é muito importante para garantir a eficiência e
segurança de reatores nucleares.The characterization of nuclear fuel is of great importance to guarantee the
efficiency and even the safety in the power stations. At present, the techniques used
implicate elevated costs with equipments, materials and installations of radiological
protection. Besides, because of being destructive techniques, they impose that the
checking of the characteristics of this material is done by sampling. In this work a not
destructive technique was developed for measures of porosity in ceramic materials
with efficiency and precision. The objective of this work is to this technique will be
able to be used in practice laboratorial for measures in UO2 pellets, so it would
become viable the inspection of up to 100% of the nuclear fuel, guaranteeing bigger
control of the characteristics of the used material, turning in increasing safety,
efficiency and economy. The innovation of the technique is due to the fact of
analysing the specter of frequency of the ultrasonic wrist, and not his time of course
in the material, frequently used. In this work 40 ceramic pellets of alumina were used
with values of porosity between 5,09% and 37,30%. A system of recognition of signs
using artificial neural networks made possible to distinguish pellets with differences of
porosity of 0,04%. It was observed that this technique can be used for several others
aims, for example, in the determination of the void fraction in regimen of two-phase
flow, what is very important to guarantee the efficiency and safety of nuclear reactors