GREGORIO SOARES DE SOUZA
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Artigo IPEN-doc 26340 Monte Carlo modeling of the new plate-type core for the Brazilian IPEN/MB-01 research reactor2019 - JOÃO, THIAGO G.; SANTOS, DIOGO F. dos; ROSSI, PEDRO C.R.; SOUZA, GREGORIO S. de; SANTOS, ADIMIR dosAfter 30 years of operation, the IPEN/MB-01 research reactor is about to receive a new plate-type core. This replacement is due to the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB) needs, the largest project in nuclear engineering taking place in Brazil. The RMB will be a 30MW open pool-type research reactor, keeping the core in a 5x5 configuration (23 fuel elements, made of U3Si2-Al fuel plates, with 3.7 gU/cm3, 19.75% enriched in U-235 and two extra positions available for materials irradiation). The radioisotopes production, material irradiation, nuclear fuels structural testing and the development of scientific and technological research using neutron beams are the main targets of the RMB enterprise. In this way, in order to verify, experimentally, the calculation methods and data libraries used for the Brazilian Multipurpose Reactor design, reactor cell and mesh structures, control rods effectiveness, isothermal reactivity coefficients and core dynamics due to reactivity insertions, the IPEN/MB-01 new plate-type core is being implemented at the Nuclear and Energy Research Institute (IPEN/CNEN-SP), SP-Brazil. It´s a tank-type research reactor. The core has a 4×5 configuration, with 19 fuel elements (U3Si2-Al, 2.8gU/cm³ and 19.75% enriched in U-235), plus one aluminum block (internal irradiation position). As burnable poison, cadmium wires were used, once they are also employed at the RMB project to control the power density and the excess of reactivity during its operation. The core is reflected by four boxes of heavy water (D2O) and its maximum nominal power is 100W. Thereby, a Monte Carlo modeling was developed using the Monte Carlo N-Particle code (MCNP), along with NJOY, for processing the materials nuclear cross sections. This modeling for the IPEN/MB-01 new plate-type core is presented and some neutronic calculations were also depicted in this paper.Artigo IPEN-doc 19491 Study and implementation of the cadis methodology to research reactor shielding design2013 - SOUZA, GREGORIO S.; SHORTO, JULIAN M.B.; SANTOS, ADIMIR dosDissertação IPEN-doc 16565 Projeto e implantação de melhorias na blindagem biológica da instalação pra estudos em BNCT2011 - SOUZA, GREGORIO S. deA técnica de captura de nêutrons em Boro é uma técnica promissora de tratamento de câncer, ela usa do alto LET das partículas provenientes da reação 10B(n,α)7Li para destruir as células cancerígenas. O desenvolvimento desta técnica começou em meados da década de 50 e até hoje ela é alvo de estudos e pesquisas em diversos centros espalhados pelo mundo, no Brasil construiu-se uma instalação que tem como objetivo realizar pesquisas em BNCT, esta instalação está localizada junto ao canal de irradiação número três do reator nuclear de pesquisa IEA-R1 e possui uma blindagem biológica projetada para atender as normas de radioproteção. Esta blindagem biológica foi desenvolvida para permitir que se realizem experimentos com o reator ligado a potência máxima, fazendo com que não seja necessário ligar e desligar o reator para se irradiar amostras. Entretanto quando se abre o canal de irradiação o background do salão de experimentos do salão de experimentos aumenta e esta variação de background inviabiliza a realização das medidas do grupo de pesquisa em difração de nêutrons que utiliza o canal de irradiação número seis. Este trabalho tem como objetivo acrescentar melhorias na blindagem a fim de reduzir ao máximo essa variação de background fazendo com que seja possível realizar medidas na instalação de pesquisas em BNCT sem interferir nas medidas do grupo de pesquisa do canal de irradiação seis. Para isto, utilizou o código MCNP5, dosímetros termoluminescentes e detectores de ativação tipo folha para planejar melhorias na blindagem biológica. Calculou-se com o auxílio do código uma melhoria que consegue reduzir em média o fluxo térmico em 71,2 ± 13 % e verificou-se experimentalmente uma redução média de 70 ± 9 % na dose devido aos nêutrons térmicos.