MITSUO YAMAGUCHI
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Relatório IPEN-doc 29824 Cálculo das densidades de potência no elemento combustível ECI-RMB2023 - SOARES, HUMBERTO V.; YAMAGUCHI, MITSUO; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; ANDRADE, DELVONEI A. de; UMBEHAUN, PEDRO E.; TORRES, WALMIR M.Este relatório apresenta a metodologia utilizada para o cálculo neutrônico e das densidades de potência no Elemento Combustível Instrumentado ECI-RMB. O projeto de avaliação do ECI-RMB tem como objetivo analisar o comportamento deste Elemento no núcleo do Reator IEA-R1, e posteriormente permitirá a realização de testes não destrutivos (espectrometria gama, medida de espessura e inspeção visual) das placas combustíveis removíveis, representativas do reator RMB. Essa primeira fase do projeto consiste em fazer cálculos computacionais utilizando os códigos TwoDB ou (2DB) e o CITATION, já utilizados no IPEN ao longo das últimas décadas. Com esses códigos, foi possível calcular a distribuição de potência individualmente nas placas combustíveis do ECI-RMB. Por se tratar de um Elemento Combustível fora do padrão dos ECs usados no IEA-R1 (3,0 gU/cm3) e que usa uma densidade de urânio maior (3,7 gU/cm3), o ECI-RMB terá comportamentos de geração de calor e termo-hidráulicos levemente diferentes. Os resultados de distribuição de potência nas placas combustíveis do ECI-RMB mostraram potências maiores, da ordem de 4,95% em média, nas placas RMB, como esperado, pois possui uma maior densidade de urânio. A princípio, essas potências maiores nas placas RMB não devem afetar na segurança do núcleo do IEA-R1 e do próprio ECI-RMB. Análises termo-hidráulicas serão realizadas com essa distribuição de potência para confirmação da segurança do núcleo e do ECI-RMB.Relatório IPEN-doc 29805 Geração de seções de choque para o ECI-RMB2023 - YAMAGUCHI, MITSUO; TORRES, WALMIR M.Este relatório apresenta a metodologia usada para a geração das seções de choque do Elemento Combustível Instrumentado ECI-RMB, que será irradiado no núcleo do Reator IEA-R1 e posteriormente permitirá a realização de testes não destrutivos (espectrometria gama, medida de espessura e inspeção visual) das placas removíveis representativas do reator RMB. Para possibilitar a sua irradiação no núcleo do reator IEA-R1, o ECI-RMB está sendo fabricado considerando as dimensões externas do elemento combustível padrão (EC) do IEA-R1. O ECI-RMB possui 16 placas combustíveis, sendo 10 placas padrão do EC do IEA-R1 (fixas) e 6 placas representativas do EC do RMB (removíveis); e ainda uma placa central espessa (6 mm) de alumínio ocupando as posições das 2 (duas) placas centrais para permitir a passagem de um detector de nêutrons SPND (Self Powered Neutron Detector) e de 2 (dois) termopares para medida das temperaturas do fluido na entrada e saída. A densidade de urânio nas placas combustíveis do EC do IEA-R1 é de 3,0 g/cm3 em um cerne de 0,76 mm de espessura, enquanto que a densidade de urânio nas placas combustíveis do EC do RMB é de 3,7 g/cm3 em um cerne de 0,61 mm. As placas do EC padrão do IEA-R1 têm espessura de 1,52 mm, enquanto que as placas do EC padrão RMB têm 1,35 mm de espessura. Todas essas diferenças, com relação ao EC padrão do IEA-R1, mostram a necessidade da geração das seções de choque para o ECI-RMB visando verificar a sua influência quando estiver sendo irradiado no núcleo do IEA-R1, e principalmente para verificar se nenhum limite de segurança será violado. Este relatório apresenta, nas Tabelas 2 e 3, os parâmetros utilizados para a geração das seções de choque o ECI-RMB, as quais foram utilizadas para o cálculo da distribuição de potência nas placas combustíveis, a qual será utilizada na análise termo-hidráulica do núcleo. Para a determinação das densidades de potência nas placas, utilizam-se os programas LEOPARD para geração das seções de choque do combustível, HAMMER-TECHNION para geração das seções de choque da guia de alumínio do SPND e 2DB e CITATION para o cálculo do núcleo.Relatório IPEN-doc 29649 Análise de criticalidade do Cofre de Salvaguardas (Sala 36) do Prédio 97 do Centro do Combustível Nuclear (CECON)2023 - YAMAGUCHI, MITSUOEste relatório apresenta a análise de criticalidade do cofre de salvaguardas (sala 36 do prédio 97) do Centro de Combustível Nuclear (CECON) para armazenamento de placas combustíveis e/ou elementos combustíveis do núcleo do Reator IEA-R1. A análise foi feita com o sistema SCALE4.4a.Relatório IPEN-doc 29648 Análise de criticalidade do Cofre de Salvaguardas (Sala 22) do Prédio 96 do Centro do Combustível Nuclear2023 - YAMAGUCHI, MITSUOEste relatório apresenta a análise de criticalidade do cofre de salvaguardas (sala 22 do prédio 96) do Centro de Combustível Nuclear (CECON). A análise foi feita com o sistema SCALE4.4a.Artigo IPEN-doc 26783 New plate-type core of the IPEN/MB-01 research reactor facility for validation of RMB project2020 - SANTOS, ADIMIR dos; YAMAGUCHI, MITSUO; FANARO, LEDA C.C.B.; SANTOS, DIOGO F. dos; SOUZA, GREGORIO S. de; JUNQUEIRA, FERNANDO de C.; SILVA, GRACIETE S. de A. e; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; PRADO, ADELK de C.; JOAO, THIAGO G.; ROSSI, PEDRO C.R.The IPEN/MB-01 research reactor had its first criticality in November 1988 and, ever since, has been of major importance in Brazilian reactor physics researches, achieving international level for experiments comparison and validation (benchmarks). In this facility it is possible to build many different core configurations (i.e., rectangular, square and cylindrical), once versatility and flexibility were both taken into account on its initial project. The core is a fissile material assembly, inserted in a water tank, where the chain reaction is self-maintained and controlled at low power levels, so that, in normal operation, the feedback effects of temperatures are negligible. The core is intended for neutrons simulation of light water moderated reactors allowing the experimental verification of the calculation methods, reactor cell and mesh structures, control rods effectiveness, isothermal reactivity coefficients and core dynamics due to reactivity insertions. The first standard IPEN/MB-01 core had UO2 rod-type fuel, 4.3 % enriched in U-235 and using B4C and Ag-In-Cd rods for safety and control of the reactor. The facility is located at IPEN/CNEN-SP (Nuclear and Energy Research Institute), in Sao Paulo - Brazil. Within the scope of the new research reactor project, the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), it was designed a new critical configuration for the IPEN/MB-01. After thirty years of work, the rod-type fuels were replaced by plate-type fuels, in order to validate the RMB calculation methodologies, as well as the nuclear data libraries used. The RMB is an open pool-type reactor with maximum power of 30 MW, being the core a 5x5 configuration, consisting of 23 fuel elements, made of U3Si2-Al, having a medium density of 3.7 gU/cm3 and 19.75% enriched in U-235, and two positions available in the core for materials irradiation devices. The production of radioisotopes, silicon doping, neutron activation analysis, nuclear fuels and structural materials testing and the development of scientific and technological research using neutron beams are the main targets of the RMB enterprise. The new IPEN/MB-01 core has a 4×5 configuration, having 19 fuel elements, consisting of U3Si2-Al, 2.8 gU/cm³ and 19.75% enriched in U-235, plus one aluminum block. The IPEN/MB-01 new plate-type fuel assembly uses Cadmium wires as burnable poison, as the one used in RMB core for controlling the core power density and excess of reactivity during its operation. The core is also reflected by 4 boxes of heavy water (D2O), inserted in a moderator tank of light water. The maximum nominal power is 100 W and, for a safe operation, the critical assembly has both safety and auxiliaries’ systems. This paper presents a description of the new core and the principal neutronic parameters. The new core of the IPEN/MB-01 will be certainly a world class benchmark core for the core physics calculation of research reactors.Relatório IPEN-doc 26585 Análise qualitativa e quantitativa do Máximo Acidente Hipotético para o Reator IPEN/MB-012019 - SHORTO, JULIAN M.B.; MOLNARY, LESLIE de; OLIVEIRA, PATRICIA S.P. de; YAMAGUCHI, MITSUORelatório IPEN-doc 25688 Análise de criticalidade do cofre de salvaguardas do Centro de Combustível Nuclear (CCN)2019 - YAMAGUCHI, MITSUOEste relatório apresenta a análise de criticalidade do cofre de salvaguardas (sala 22 do prédio 96) do Centro de Combustível Nuclear (CCN). A análise foi feita com o sistema SCALE4.4a.Relatório IPEN-doc 25589 Procedimento para análise de propagação das incertezas nas massas de combustível do reator IPEN/MB-01 tipo placa2018 - YAMAGUCHI, MITSUO; SANTOS, ADIMIR dosEste relatório apresenta um procedimento para analisar a propagação das incertezas nas massas do combustível do reator IPEN/MB-01 tipo placa.Relatório IPEN-doc 25034 Análise de criticalidade do transporte de elementos combustíveis do núcleo do reator IPEN/MB-01 tipo placa2018 - YAMAGUCHI, MITSUOEste relatório apresenta a análise de criticalidade dos elementos combustíveis que serão transportados do Centro de Combustível Nuclear (CCN) para o prédio do Reator IPEN/MB-01. A análise foi feita com o sistema SCALE4.4a.Relatório IPEN-doc 24908 Cálculo do fator de multiplicação efetivo do núcleo do reator RA-6 com o sistema SCALE 4.4a2018 - YAMAGUCHI, MITSUOEste relatório apresenta o cálculo do fator de multiplicação efetivo de um experimento crítico realizado no reator argentino RA-6 com o sistema computacional SCALE4.4a. Esse experimento foi aceito como benchmark e está publicado no International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments.