DOUGLAS BORGES DOMINGOS
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Artigo IPEN-doc 23092 The experimental determination of the 238U(n,gamma) and total fission reaction rates along the pellet radius of the IPEN/MB-01 reactor2017 - MURA, LUIS F.L.; SANTOS, ADIMIR dos; DOMINGOS, DOUGLAS B.; ROSSI, PEDRO C.R.; JEREZ, ROGERIOThis work presents a new experimental approach to determine experimentally the reaction rate along the pellet radius of a research reactor facility. The methodology employs concentric hollow cylindrical lead collimators together with gamma-ray spectrometry in a special kind of HPGe detector for the discrimination of very low gamma energy emitted by Np-239 and Mo-99. The U-238 neutron capture and total fission rates were inferred, respectively, from the 106.2 keV gamma emitted by Np-239 and from the 140.51 keV gamma-ray emitted by Mo-99. These lower gamma-ray energies allow the thickness of the lead collimator to be small enough so that the correction factors applied to the procedure were minimized. This kind somewhat challenging experiment was successfully performed at the IPEN/MB-01 research reactor facility. The experiments are claimed to be well-defined, and they are suitable for a benchmark. The measured values of the total fission rates are mainly due to the thermal fissions in U-235 since in the IPEN/MB-01 reactor nearly 85% of the total fissions occur in the thermal neutron energy region. The theoretical analyses were performed using MCNP-5 together with the ENDF/B-VII.o library. The analyses reveal a very good agreement between the calculated and experimental results for the U-238 epithermal neutron capture reaction rates. However, the same can not be said for the thermal reaction rates which show discrepancies both in magnitude as well as in the shape of the attenuation of the reaction rates inside of the fuel pellet. The suspected reason for these discrepancies is the shape of the U-235 cross sections below 0.3 eV which might be different from that adopted in the ENDF/B-VII.o library. (C) 2016 Elsevier Ltd. All rights reserved.Artigo IPEN-doc 21604 Neutronic analysis of a U-Mo-Al fuel and europium as burnable poison2016 - MUNIZ, RAFAEL O.R.; SANTOS, ADIMIR dos; YAMAGUCHI, MITSUO; ROSSI, PEDRO C.R.; DOMINGOS, DOUGLAS B.; MURA, LUIS F.; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIOArtigo IPEN-doc 21349 Low enriched uranium foil targets with different geometers for the production of molybdenum-992015 - DOMINGOS, D.B.; SILVA, A.T.; JOAO, T.G.Artigo IPEN-doc 21341 Neutronic and thermal-hydraulics calculations for the production of molybdenum-99 by fission in low enriched uranium UALx-AL targets2015 - SILVA, A.T.; DOMINGOS, D.B.; JOAO, T.G.; NISHIYAMA, P.J.B.O.; GIOVEDI, C.Artigo IPEN-doc 21347 Comparison of low enriched uranium UAlx-Al and U-Ni) targets with different geometries for the production of molybdenum-992015 - DOMINGOS, D.B.; SILVA, A.T.; JOAO, T.G.; MUNIZ, R.O.R.Artigo IPEN-doc 21348 Neutronic comparison of hig density fuels (U-MO-AL and Usub(3)Slsub(2)-AL) for research reactor2015 - MUNIZ, R.O.R.; SILVA, A.T.; DOMINGOS, D.B.; SANTOS, A.; YAMAGUCHI, M.Tese IPEN-doc 20535 Análises neutrônica e termo-hidráulica de dispositivos para irradiação de alvos tipo LEU de UAlx-Al e U-Ni para produção de Mo-99 nos reatores IEA-R1 e RMB2014 - DOMINGOS, DOUGLAS B.Neste trabalho foi realizado uma comparação entre três tipos de alvos (UAl2-Al, U-Ni cilíndrico e U-Ni placa) para a produção de 99Mo por fissão do 235U. Para isso foram desenvolvidas análises neutrônicas e termo-hidráulicas. Também foram realizados experimentos para se validar as metodologias de cálculo termo-hidráulica e neutrônica utilizadas neste trabalho. Para os cálculos neutrônicos foram utilizados os programas NJOY99.0, AMPX-II e HAMMERTECHNION, para geração das seções de choque, e os programas SCALE 6.0 e CITATION para os cálculos tridimensionais dos núcleos, queima do combustível e produção de 99Mo. Para os cálculos termo-hidráulicos foram utilizados os programas MTRCRIEAR1 e ANSYS CFX para calcular as variáveis térmicas e hidráulicas dos dispositivos de irradiação e compará-las a limites e critérios de projeto estabelecidos. Primeiro foram realizadas análises neutrônicas e termo-hidráulicas para o reator IEA-R1 com os alvos de UAl2-Al (10 miniplacas). As análises demonstraram que a atividade total obtida para o 99Mo nas miniplacas não atende à demanda dos hospitais brasileiros (450 Ci/semana) e que nenhum limite de projeto termo-hidráulico é ultrapassado. Em seguida foram realizados os mesmos cálculos para os três tipos de alvo no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB). As análises neutrônicas demonstraram que os três alvos podem atender à demanda dos hospitais brasileiros. As análises termo-hidráulicos demonstram que será necessário uma velocidade mínima no dispositivo de irradiação de 7 m/s para o UAl2, de 8 m/s para o alvo de U-Ni cilíndrico e de 9 m/s para o alvo de U-Ni placa para que nenhum limite de projeto seja ultrapassado. Foram realizados experimentos em uma bancada de aferição de vazão para se validar a metodologia de cálculo termo-hidráulico. Os experimentos realizados para se validar os cálculos neutrônicos foram feitos no reator IPEN/MB-01. Todos os experimentos foram simulados com as metodologias acima descritas e os resultados comparados entre si. Os resultados das simulações apresentaram boa concordância com os resultados experimentais.Resumo IPEN-doc 16215 Analises neutronica, termo-hidraulica e de seguranca de dispositivos para irradiacao de alvos tipo LEU de UAlsub(x)-Al e U-Ni para producao de Mo-99 nos reatores IEA-R1 e RMB2010 - DOMINGOS, DOUGLAS B.; NISHIYAMA, PEDRO J.B. de O.; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO; YAMAGUCHI, MITSUOArtigo IPEN-doc 13824 Irradiacao de miniplacas de elementos combustiveis tipo dispersao de reatores de pesquisa2008 - DOMINGOS, DOUGLAS B.; CONTI, THADEU das N.; YAMAGUCHI, MITSUO; SILVA, JOSE E.R. da; ANDRADE, DELVONEI A. de; UMBEHAUN, PEDRO E.; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIOArtigo IPEN-doc 15593 Qualification process of dispersion fuels in the IEA-R1 research reactor2010 - DOMINGOS, D.B.; SILVA, A.T.; SILVA, J.E.R.
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