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Calibração de um dosímetro de albedo no ciclotron CV-28
No full textThis work deals with the analysis and application of neutron measurement techniques in order to obtain information on the neutron spectrum and neucron dose equivalent at several representative working places of the cyclotron laboratory of the Instituto de Engenharia Nuclear at Rio de Janeiro, Brazil. Bonner spheres and foil activation were used for the neutron spectra measurements and the neutron dose equivalents were measured with the single sphere albedo technique from the Kernforschungzentrum Karlsruhe, BF and
3He proportional detectors and 6LiI scintillation detector. The brazilian albedo dosemeter was calibrated with the single sphere albedo technique. Calibration factors were found for routine applications, when the workers are protected by the shieldings and for radiological accident application, in case a worker is exposed inside the irradiation rooms.Este trabalho envolve o estudo, análise e aplicação de técnicas de medidas de nêutrons, tanto para obtenção de informações sobre o espectro presente, quanto para a medida de dose equivalente em vários locais de trabalho do cíclotron do Instituto de Engenharia Nuclear, com o objetivo principal da calibração efetiva do dosímetro de nêutrons usado no Brasil. As esferas de Bonner e a técnica de ativação de folhas foram utilizadas para o levantamento do espectro de nêutrons e a dose equivalente foi determinada com a técnica da monoesfera de albedo desenvolvida no Kernforschungzentrum Karlsruhe e com detectores proporcionais de BF e JHe e detector de cintilação de 6LiI. O dosímetro de albedo nacional foi calibrado através da
técnica da monoesfera de albedo, que foi a que mais se adaptou às variações do campo de nêutrons do ciclotron. Foram encontrados fatores de calibração para serem aplicados rotineiramente, ou seja, quando os trabalhadores estão protegidos pelas blindagens de concreto e para situações de acidentes radiológicos, caso algum trabalhador seja irradiado dentro das cavernas do cíclotron
Seções de choque das reações 58 Ni(n, p)58 Co, 59 Co(n, p)59 Fe, 59 Co (n, 2n)58 Co e 51 V (n, α)48 Sc com nêutrons entre 9,6 e 13,8 Mev
No full textSeções de choque das reações 58 Ni(n, p)58 Co, 59 Co(n, p)59 Fe, 59 Co (n, 2n)58 Co e 51 V (n, α)48 Sc, no intervalo de energias entre 9 e 14MeV, foram determinadas irradiando alvos de Ni, Co e V com feixes de nêutrons rápidos produzidos no cliclotron do IEN a partir da reação D(d,n)3 He
Regimento interno do CEI/GDCI Conselho Estratégico do IEN/Grupo de Desenvolvimento do Capital intelectual
No full textRegimento interno do conselho estratégico do IEN e do grupo de desenvolvimento do capital intelectual do IEN; instruções e formulário para candidatura ao GDCI/CEI; sistema de pontuação para candidatura ao GDCI/CEI
Study of gas pipelines cracks using transmission and scattering measures with nuclear technique
Get PDFMost of the natural gas production is transported through pipelines that require periodic inspections to evaluate
the structural integrity of the pipelines due to possible defects caused by degradation that can rupture causing
leakage of the fluid causing major disasters. Based on this, the project presents a methodology for predicting
cracks in pipe used in gas pipelines. The approximation is based on the principles of gamma densitometry to
calculate the density of the pipe wall in order to investigate possible cracks. The natural gas fluid is found in such systems and interferes in the density calculations and therefore will be considered in the simulations. The
detection system uses a narrow beam geometry appropriately, comprising gamma ray source (137Cs) and NaI(Tl) 3"x3" detectors for calculating transmitted and scattered photons. Different positioning angles of the detector are investigated. In this study, the MCNP-X code is used to perform the simulations, in order to develop a counting geometry. Simulations of different thicknesses of the crack were also used to determine the minimum thickness detected by the two NaI(Tl) detectors. Having equipment that can estimate cracks present in pipes used in gas pipelines, in addition to predicting their location can reduce costs and make a major contribution to this sector
Global power and brazilian nuclear decisions
Get PDFBrazilian society declares no intention to development a nuclear artifact. This is on its Constitution. The submarine of nuclear propulsion may be used as a weapon of defense and, therefore, has a peaceful objective.
Nationalism must be applied only to benefit the society. Nationalist attention has always been devoted, at various occasions, to the Brazilian nuclear sector. However, since Brazilian society has many needs and the
Brazilian government always had numerous energy options, this sector has not been developed as it could be.
Other successful applications of nuclear technology, besides electric generation, are not considered here. At
present, the country is experiencing a moment of harassment of liberal forces. It is difficult to know if the population understands what is going on, due to the traditional media control. This media belongs to the capital. The rise and the fall of the nationalist strand in a country follow a global tendency and also depend of actions of the international capital. In nationalist periods, more decisions with positive social impact are taken. Therefore, sovereignty is necessary to increase the benefits to society. Unfortunately, the Brazilians deceived by the companies of mass communication and corrupt political leaderships allow the country to be dominated. Even the armed forces had their projects paralyzed. The nuclear sector, as all other, suffers with the low budget and the future is difficult to predict
Medição de nível de líquido em um circuito de circulação natural utilizando uma técnica ultrassônica
Get PDFEste trabalho apresenta um estudo experimental sobre a medição por uma técnica ultrassônica, do nível de água no tanque de expansão do Circuito de Circulação Natural (CCN) do Laboratório de Termo-hidráulica Experimental do Instituto de Engenharia Nuclear. Na operação do CCN em regime monofásico o nível de água no tanque de expansão é estável. Entretanto, ao longo da operação em regime bifásico, ocorrem oscilações no nível de água decorrentes de variações da temperatura e da fração de vazio. Desse modo, o desenvolvimento de uma técnica que possibilite a medição destas oscilações, permitirá uma estimativa da variação da fração de vazio do circuito ao longo do tempo. A montagem experimental foi realizada em uma bancada de testes, utilizando um conjunto transdutor de ultrassom – sapata, fixado na base de um tanque similar ao tanque de expansão do CCN. A técnica ultrassônica utilizada é por pulso-eco, em que um mesmo transdutor é emissor e receptor de sinal. O conjunto transdutor-sapata é parte de um sistema ultrassônico formado por uma placa geradora de sinais ultrassônicos, transdutores e um computador (PC) com um
programa em LabView para controlar o sistema. O programa é capaz de calcular o tempo de trânsito que os sinais ultrassônicos levam para atravessar a parede da base do tanque, a camada (nível) de líquido e retornar ao transdutor. Sabendo a velocidade do ultrassom na parede e no líquido é possível calcular a espessura da parede e a altura do líquido. As medições foram realizadas enchendo-se o tanque com um volume conhecido de água e em condições de temperatura variável, desde a temperatura ambiente até 90 oC. As alturas de
líquido são determinadas e o volume de água calculado, medindo-se a temperatura com um termômetro digital. Os volumes medidos foram altamente precisos quando comparados com os volumes conhecidos
Uso da realidade virtual no planejamento de repositórios de rejeitos radioativos
Get PDFCom o uso de técnicas da realidade virtual busquei uma forma de auxiliar no planejamento de instalações nucleares. Para isso sugeri a elaboração de um ambiente virtual interativo que permitisse a exploração da versão virtual de um repositório de rejeito radioativo projetado para armazenar os resíduos de baixo e médio níveis oriundos das atividades nucleares exercidas no Brasil. Posteriormente um vídeo explicativo também foi desenvolvido para prestar suporte informativo prévio ao usuário final. O método utilizado no desenvolvimento das ferramentas virtuais foi dividido em duas fases: levantamento de requisitos e aplicação do método. A primeira fase foi composta por dez reuniões que contaram com a participação dos responsáveis pelo projeto do repositório nacional de rejeitos radioativos e foi necessária para determinação dos itens que deveriam constar no produto final. Na aplicação da metodologia o grupo responsável pelo projeto do repositório forneceu os insumos que auxiliaram no cumprimento de cada etapa. Dentre os itens fornecidos foram utilizados um mapa contendo as curvas de nível do terreno e o posicionamento de cada edificação, oito imagens das fachadas pretendidas para os prédios, documentos contendo dados e processos técnicos e um vídeo. Para a modelagem do terreno foram utilizados o mapa e o motor do jogo Unity 3D que possui ferramentas destinadas para este fim. Para modelagem 3d das edificações foram utilizados dados levantados no documento, o mapa e imagens das fachadas e o software 3ds max que possui facilidade em exportar modelos para o motor de jogo. A ferramenta interativa ainda devia contar com uma animação da principal atividade realizada no interior do edifício de processamento de rejeitos radioativos que foi realizada por meio de descrição da atividade no documentos e em vídeo. Para realizar esta atividade foi utilizado o mesmo software da construção das edificações. Posteriormente, todos os elementos foram reunidos no motor de jogo para a finalização desta ferramenta. Para criar o vídeo informativo, foram reutilizados a maior parte dos modelos criados para a aplicação. O terreno precisou de um código específico para possibilitar a exportação da Unity 3D para o 2ds max, garantindo que o terreno seria o mesmo nas duas ferramentas. Um workshop foi realizado com pessoas ligadas a área nuclear que assistiam ao vídeo e posteriormente eram apresentadas à aplicação. Após a exposição inicial foram feitas perguntas do tipo abertas e os profissionais forneceram um feedback que foi dividido em dois grupos. O primeiro composto por pessoas ligadas à área de rejeitos radioativos e constavam nele responsáveis pelo desenvolvimento do repositório de rejeitos. O segundo era composto por pessoas de outros setores da área nuclear. Após a análise dos resultados e das respostas obtidas, concluí que os objetivos foram atingidos sendo possível o passeio virtual interativo, a visualização no interior da edificação e a criação de um vídeo informativo que futuramente pode ser utilizado na melhora da opinião pública em relação à energia nuclear
THE USE OF VIRTUAL REALITY AS AN INFORMATION TOOL ON EXTERNALITIES OF ENERGY SOURCES
Get PDFAlmost daily communication vehicles make some reference to the need to combat the indiscriminated use of
fossil fuels and to use less polluting energy sources. In this scenario, nuclear energy should be presented as an option but this is still covered by many myths. Thus, to inform the youth public about the characteristics of the main sources that compose the brazilian energy matrix it is necessary to promote the transfer of knowledge and to demystify the nuclear sector in playful and responsible way
SIMULATION OF THE BURNUP IN CELL CALCULATION USING THE WIMSD-5B CODE CONSIDERING DIFFERENT NUCLEAR DATA LIBRARIES
Get PDFThis work proposes to implement the cell calculation considering the fuel burning using the WIMSD-5B code. The cell calculation procedure allows to determine the nuclear parameters present in the multi-group neutron diffusion equation and for this purpose the neutron transport theory is used in a problem with dimensional reduction, but in contrast is considered a large number of groups associated with the neutron spectrum. There are a variety of reactor physics codes that determine the nuclear parameters by solving the neutron transport equation applied to an equivalent cell representing a fuel element. The WIMSD-5B code is a deterministic code that solves the transport equation using collision probability method. The simulation of fuel burning in the cell calculation took into account different nuclear data libraries. The WIMSD-5B code supports several nuclear data libraries and in the present work the following libraries were used: IAEA, ENDFB-VII.1, JENDL3.2, JEFF3.1 and JEF2.2, all formatted for 69 energy groups