• JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
 
  Bookmark and Share
 
 
Disertación de Maestría
DOI
10.11606/D.85.2011.tde-16092011-135032
Documento
Autor
Nombre completo
Luiz Ernesto Credidio Mura
Dirección Electrónica
Instituto/Escuela/Facultad
Área de Conocimiento
Fecha de Defensa
Publicación
São Paulo, 2011
Director
Tribunal
Bitelli, Ulysses D'Utra (Presidente)
Gonçalez, Odair Lelis
Santos, Adimir dos
Título en portugués
Caracterização dos campos neutrônicos obtidos por meio de armadilha de nêutrons no interior do núcleo do reator nuclear IPEN/MB-01
Palabras clave en portugués
armadilha de nêutrons
espectro de nêutrons
fluxo de nêutrons
folhas de ativação
reator IPEN/MB-01
Resumen en portugués
Este trabalho apresenta os resultados dos valores de fluxo de nêutrons obtidos a partir da implantação de uma armadilha de nêutrons no núcleo do Reator IPEN/MB-01. Foram analisadas várias configurações de armadilhas implantadas no núcleo do reator IPEN/MB-01 de forma a se eleger a armadilha mais eficiente. Para a caracterização energética, foram irradiados no centro da armadilha de nêutrons, detetores de ativação de vários materiais diferentes (Au, Sc, In, Ti, Ni). As respectivas espectrometrias gama desses elementos após a irradiação com e sem cobertura de cádmio, forneceram valores experimentais das taxas de reação nuclear (atividade de saturação) por núcleo alvo e as respectivas incertezas que servem de entrada ao código SANDBP que calculou o espectro de energia dos nêutrons no centro do Flux-Trap em 50 grupos de energia, utilizando-se dos espectros de entrada calculados na posição de irradiação (centro do "Flux Trap") por códigos de Física de Reatores. Os resultados obtidos constataram um aumento do fluxo de nêutrons térmico no centro da armadilha da configuração 203 em relação a configuração sem armadilha (padrão) da ordem de 350% sem contudo haver a necessidade de se aumentar a potência do reator. Foram também efetuadas comparações entre os espectros desdobrados obtidos pelo SANDBP, em relação aos calculados pelos códigos MCNP-4C e XSDRNPM. A caracterização espacial do fluxo de nêutrons térmicos é feita com folhas de ativação na forma de uma liga infinitamente diluída em massa de 1% de Au e 99% de Al em alguns pontos internos da configuração 203 (axialmente ao Flux Trap" e adjacências radiais) e os resultados mostraram um aumento significativo da magnitude de seus valores quando comparados a configuração padrão retangular.
Título en inglés
Neutronic characterization of the fields obtained by means of neutron traps inside the nuclear reactor core IPEN/MB-01
Palabras clave en inglés
activation foils
flux trap
IPEN/MB-01 reactor
neutron flux
neutron spectrum
Resumen en inglés
This paper presents the results of the neutron flux values obtained from the deployment of a Flux Trap of neutrons in the reactor core IPEN/MB-01. We analyzed several configurations of Flux Traps deployed in the reactor core IPEN/MB-01 in order to get elected to Flux Trap configuration more efficient. To characterize the neutron spectrum were irradiated in the center of the Flux Trap activation detectors of different materials (Au, Sc, In, Ti, Ni). The respective gamma spectroscopy of these elements after irradiation with and without cadmium cover, provided the experimental values of the nuclear reaction rates (saturation activity) by the target nuclei and their uncertainties used as input to the code SANDBP who calculated the energy spectrum of neutrons in the center of the "Flux-Trap" in 50 energy groups, using the input spectra calculated at the irradiation position (center of the "Flux Trap") by codes for Reactor Physics. The results found an increase in the thermal neutron flux in the center of the Flux Trap configuration 203 for the standard configuration (default) of about 350% without having the need to increase the reactor power. We also made comparisons between the spectra obtained by SANDBP deployed, compared to those calculated by MCNP-4C code and XSDRNPM. The spatial characterization of the thermal neutron flux is made with activation foils in the form of an infinitely dilute bulk alloy of 1% Au and 99% Al in some internal points of the configuration 203 (axially to Flux Trap "and adjacent radial) and the results showed a significant increase in the magnitude of their values when compared to standard rectangular configuration.
 
ADVERTENCIA - La consulta de este documento queda condicionada a la aceptación de las siguientes condiciones de uso:
Este documento es únicamente para usos privados enmarcados en actividades de investigación y docencia. No se autoriza su reproducción con finalidades de lucro. Esta reserva de derechos afecta tanto los datos del documento como a sus contenidos. En la utilización o cita de partes del documento es obligado indicar el nombre de la persona autora.
Fecha de Publicación
2011-10-17
 
ADVERTENCIA: Aprenda que son los trabajos derivados haciendo clic aquí.
Todos los derechos de la tesis/disertación pertenecen a los autores
Centro de Informática de São Carlos
Biblioteca Digital de Tesis y Disertaciones de la USP. Copyright © 2001-2021. Todos los derechos reservados.