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IPEN-DOC 19999
MENZEL, FRANCINE . Cálculo de custo ambiental das usinas nucleares de Angra 1,2 e 3 utilizando o programa SIMPACTS / Calculating environmental cost of nuclear power plants Angra 1, 2 and 3 using the SIMPACTS program . 2014. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 132 p. Orientador: Linda Viola Ehlin Caldas. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-24032014-162345
Abstract: Cálculo de custo ambiental é um conceito que surgiu a partir da crescente atenção dada às questões ambientais. Um impacto ambiental, convertido em termos econômicos, é um custo ambiental. Para esse cálculo, são utilizados programas computacionais, como o Simplified Approach of Estimating Impacts of Electricity Generation (SIMPACTS), que é um código que estima e quantifica os custos dos danos ambientais e danos à saúde ocasionados por diferentes tecnologias de geração de eletricidade. O objetivo desse trabalho é realizar o cálculo de custo ambiental das usinas nucleares de Angra 1, 2 e 3. Os resultados foram comparados com os dados do reator de Balakovo, da hidrelétrica Serra da Mesa e de uma usina a carvão genérica na França, contidos no próprio programa. O SIMPACTS possui três módulos: AIRPACTS, para quantificar os impactos e custos dos danos causados pelas emissões atmosféricas; NUKPACTS, para avaliar as doses coletivas e os efeitos na saúde latentes da operação de rotina de instalações nucleares e usinas a carvão; HYDROPACTS, para calcular os custos dos danos das barragens de hidrelétricas decorrentes da reinstalação de pessoas em virtude de inundações e perda de uso da terra. Nesse trabalho, foram utilizados os módulos NUKPACTS e HYDROPACTS para a realização dos cálculos. Os resultados indicam que um reator nuclear, quando comparado a uma hidrelétrica e termoelétrica de potência similar, causa menores impactos associados e, portanto, um menor custo ambiental. Por essa razão, do ponto de vista dos seus impactos ambientais, os reatores nucleares se tornam uma fonte de geração de energia atrativa.
Palavras-Chave: brazil; nuclear power plants; environmental impacts; cost; s codes; power reactors; nuclear energy; environmental protection; comparative evaluations
IPEN-DOC 18599
NISHIYAMA, PEDRO J.B. de O. . Análises neutrônica e termo-hidráulica de um dispositivo para irradiação de alvos tipo LEU de UAlsub(x-)Al para produção de sup(99)Mo no reator IEA-R1 / Neutronic and thermal-hydraulic analysis of a device for irradiation of LEU UAlsub(x-)Al targets for de sup(99)Mo production in the IEA-R1 reactor . 2012. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 107 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. DOI: 10.11606/D.85.2012.tde-07032013-093646
Abstract: Tecnécio-99m (99mTc), o produto de decaimento do molibdênio-99 (99Mo), é um dos radioisótopos mais utilizados na medicina nuclear, abrangendo cerca de 80% de todos os procedimentos de radiodiagnóstico médico pelo mundo. Atualmente o Brasil necessita de uma quantidade de aproximadamente 450 Ci de 99Mo por semana. Devido à crise e à escassez em seu fornecimento que vem sendo observada no cenário mundial desde 2008, o IPEN decidiu desenvolver um projeto próprio para produção de 99Mo através da fissão do urânio-235. O objetivo deste trabalho de dissertação foi desenvolver cálculos neutrônicos e temo-hidráulicos para avaliar a segurança operacional de um dispositivo para produção de 99Mo a ser irradiado no núcleo do reator IEA-R1. Neste dispositivo serão alojados dez alvos do tipo dispersão de UAlx-Al com baixo enriquecimento de urânio (LEU) e densidade de 2,889 gU/cm³. Para o cálculo neutrônico foram utilizados os programas computacionais HAMMER-TECHNION e CITATION e as temperaturas máximas atingidas nos alvos foram calculadas com o código MTRCR-IEAR1. Os cálculos demonstram que a irradiação do dispositivo deverá ocorrer sem consequências adversas à operação do reator. A quantidade total de 99Mo foi calculada com o programa SCALE e considerando que o tempo necessário para o processamento químico e recuperação do 99Mo será de cinco dias após a irradiação, teremos disponível para distribuição uma atividade de 99Mo de 176 Ci para 3 dias de irradiação, 236 Ci para 5 dias de irradiação e 272 Ci para 7 dias de irradiação dos alvos.
Palavras-Chave: iear-1 reactor; slightly enriched uranium; isotope production; molybdenum 99; neutrons; thermal hydraulics; thermal analysis; s codes
IPEN-DOC 06878
YORIYAZ, HELIO . Desenvolvimento de uma metodologia computacional para calculos em dosimetria interna. 2000. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 152 p. Orientador: Adimir dos Santos.
Palavras-Chave: dosimetry; internal irradiation; nuclear medicine; phantoms; radiation transport; s codes; monte carlo method; spatial dose distributions; mathematical models; computerized tomography
IPEN-DOC 20851
SANTOS, DIOGO F. dos . Caracterização dos campos neutrônicos obtidos por meio de armadilhas de nêutrons a partir da utilização de água pesada (D2O) no interior do núcleo do reator nuclear IPEN/MB-01 / Characterization of the neutronic fields obtained by means of flux traps from heavy water (D2O) inside the core of the IPEN/MB-01 nuclear reactor . 2015. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 2018 p. Orientador: Ulisses d'Ultra Bitelli. DOI: 10.11606/D.85.2015.tde-22052015-135739
Abstract: Os experimentos realizados e apresentados nesta dissertação resultaram na caracterização neutrônica de núcleos na configuração cilíndrica com 30 varetas combustíveis de diâmetro com um espaço, criado pela retirada de 16 varetas centrais, preenchido com água leve (H2O) ou água pesada (D2O) no reator nuclear de pesquisa IPEN/MB-01. Nestes núcleos, efetuou-se experimentos de correlação de canais nucleares, calibração de barras de controle e irradiação de detectores de ativação de diversos materiais em forma de folhas, cujas faixas energéticas de atuação abrangem grande parte do espectro de nêutrons do núcleo do reator, para a obtenção de parâmetros nucleares, como excessos de reatividade, reatividades totais, atividades saturadas por núcleo alvo, razões espectrais, razões de cádmio e fluxo de nêutrons multigrupo. Com a irradiação de fios de ativação de ouro na parte radial foram obtidas as formas espaciais dos fluxos de nêutrons térmicos e epitérmicos. Os resultados mostraram as características espectrais dessa nova configuração com o espaço das 16 varetas combustíveis preenchido com os dois materiais moderadores. No espaço com a água leve houve um aumento significativo de 294% do fluxo de nêutrons térmicos em comparação com a configuração padrão retangular de 28×26 varetas combustíveis. Com a água pesada aumentou-se a reatividade do sistema com ρ = (783 ± 54) pcm a mais de excesso de reatividade que na configuração com água leve. Os resultados calculados foram simulados nos códigos computacionais MCNP5, SANDBP e CITATION, onde se obtiveram resultados acurados e precisos para as atividades saturadas por núcleo alvo, as distribuições energéticas e espaciais dos fluxos de nêutrons da parte ativa e de parte do refletor e as comparações diretas das seções de choque entre as razões espectrais experimentais e calculadas.
Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; reactor cores; neutron flux; spatial distribution; cylindrical configuration; fuel rods; activation analysis; thermal neutrons; heavy water; simulation; m codes; s codes; c codes; water cooled reactors