ads:
UNIVERSIDADE FEDERAL DE MINAS GERAIS
DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR DA ESCOLA
DE ENGENHARIA
Curso de Pós-Graduação em Ciências e Técnicas Nucleares
FLUXO NEUTRÔNICO A 100kW NOS TERMINAIS DE
IRRADIAÇÃO DO REATOR TRIGA IPR-R1
Dante Marco Zangirolami
Orientador: Prof. Dr. Arno Heeren de Oliveira
Co-orientadora: Dra. Andréa Vidal Ferreira
Belo Horizonte
2009
ads:
Livros Grátis
http://www.livrosgratis.com.br
Milhares de livros grátis para download.
i
DANTE MARCO ZANGIROLAMI
FLUXO NEUTRÔNICO A 100kW NOS TERMINAIS DE
IRRADIAÇÃO DO REATOR TRIGA IPR-R1
Dissertação apresentada ao Departamento
de Engenharia Nuclear da Escola de
Engenharia da UFMG, como requisito
parcial para a obtenção do Título de
Mestre em Ciências e Técnicas Nucleares.
Área de concentração: Ciências das Radiações
Orientador: Prof. Dr. Arno Heeren de Oliveira
Co-orientadora: Dra. Andréa Vidal Ferreira
Belo Horizonte
Departamento de Engenharia Nuclear da UFMG
2009
ads:
ii
Dissertação intitulada “Fluxo neutrônico a 100kW nos terminais de irradiação do reator
TRIGA IPR-R1”, de autoria do mestrando Dante Marco Zangirolami, aprovada pela banca
examinadora constituída pelos seguintes membros:
------------------------------------------------------------------------
Prof. Dr. Arno Heeren de Oliveira – DEN/UFMG – Orientador
------------------------------------------------------------------------
Dra. Andréa Vidal Ferreira – CDTN/CNEN – Co-orientadora
------------------------------------------------------------------------
Dr. Amir Zacarias Mesquita – CDTN/CNEN
------------------------------------------------------------------------
Dr. Hugo Moura Dalle – CDTN/CNEN
Belo Horizonte, 30 de Março de 2009
Universidade Federal de Minas Gerais
Departamento de Engenharia Nuclear
Programa de Pós-Graduação em
Ciências e Técnicas Nucleares
iii
Dedico este trabalho à
Sandra Maria, minha esposa,
aos meus pais e ao meu filho Vítor.
iv
AGRADECIMENTOS
Aos meus orientadores, pela motivação, orientação e ajuda em todas as fases de
construção deste trabalho.
Às bibliotecárias do CDTN/CNEN, pelas
referências bibliográficas.
Ao corpo técnico do “TR3”, setor do CDTN/CNEN, por toda colaboração,
em especial aos operadores e supervisores do reator e à equipe do Laboratório de
Análises por Ativação Neutrônica.
A todos os colegas do CDTN/CNEN e do PCTN/UFMG que direta ou indiretamente
contribuíram para a conclusão deste trabalho.
Ao CDTN/CNEN, que cedeu os laboratórios, o reator IPR-R1,
e os materiais para os experimentos
.
v
“Pode o homem instruído ser mau e infeliz;
o homem educado é sempre bom e feliz”.
Huberto Rohden
vi
SUMÁRIO
RESUMO
.................................................................................................................................. x
ABSTRACT
.............................................................................................................................xi
LISTA DE FIGURAS
............................................................................................................xii
LISTA DE TABELAS
..........................................................................................................xiv
LISTA DE ABREVIATURAS E SIGLAS
.......................................................................... xv
1 APRESENTAÇÃO................................................................................................................ 1
1.1 INTRODUÇÃO.................................................................................................................... 1
1.2 OBJETIVOS E JUSTIFICATIVAS DO TRABALHO........................................................ 1
2 REVISÃO BIBILIOGRÁFICA............................................................................................ 3
2.1 O REATOR TRIGA MARK I DO CDTN/CNEN ............................................................... 3
2.1.1 Descrição geral................................................................................................................. 3
2.1.2 Dispositivos de irradiação............................................................................................... 8
2.1.2.1 TUBO CENTRAL.......................................................................................................... 8
2.1.2.2 MESA GIRATÓRIA ...................................................................................................... 9
2.1.2.3 TERMINAIS PNEUMÁTICOS ................................................................................. 10
2.1.3 Barras de controle ......................................................................................................... 10
2.1.4 Instrumentação e controle ............................................................................................ 11
2.1.5 Sistema de refrigeração e purificação de agua ........................................................... 13
2.2 PRINCÍPIOS BÁSICOS DE FUNCIONAMENTO DO REATOR................................... 13
2.2.1 Fissão Nuclear................................................................................................................ 13
2.2.2 Moderação de Nêutrons................................................................................................ 15
2.2.3 Energia liberada na fissão............................................................................................. 16
2.2.4 Potência de um reator ................................................................................................... 17
2.2.5 Flutuação das barras nas irradiações devido ao envenenamento ............................. 18
2.3 INTERAÇÃO DE NÊUTRONS COM A MATÉRIA ....................................................... 20
vii
2.3.1 Seção de choque de interação ....................................................................................... 20
2.4 MEDIDAS DE FLUXO NO REATOR TRIGA IPR-R1 ...................................................22
2.4.1 Espectro de nêutrons rápidos e intermediários no TUBO CENTRAL .................... 23
2.4.2 Perfil axial de nêutrons rápidos e térmicos no núcleo do IPR-R1 ............................ 26
2.4.3 Simulação do reator TRIGA IPR – R1 utilizando métodos de transporte por
Monte Carlo .................................................................................................................. 28
2.4.4 Optimização do método paramétrico k
0
para ativação neutrônica instrumental,
usando o TRIGA IPR-R1.............................................................................................. 30
2.4.5 Medidas de fluxo térmico nos terminais de irradiação do reator IPR-R1 ............... 32
2.4.6 Avaliação temporal do fluxo neutrônico no TRIGA IPR-R1.................................... 33
2.4.7 Fluxo neutrônico na MESA GIRATÓRIA do TRIGA IPR-R1 ................................35
2.4.8 Levantamento de parâmetros nucleares do reator TRIGA IPR-R1......................... 36
2.5 ANÁLISE POR ATIVAÇÃO NEUTRÔNICA.................................................................. 38
2.5.1 Convenção de Høgdahl.................................................................................................. 41
2.5.2 Atividade induzida......................................................................................................... 45
2.5.3 Espectrometria gama..................................................................................................... 47
2.6 CÁLCULO DO FLUXO DE NÊUTRONS EPITÉRMICOS NOS TERMINAIS DE
IRRADIAÇÃO ................................................................................................................. 50
2.7 CÁLCULO DO FLUXO DE NÊUTRONS TÉRMICOS NOS TERMINAIS DE
IRRADIAÇÃO.................................................................................................................. 50
3 MATERIAIS E MÉTODOS .............................................................................................. 53
3.1 MATERIAIS ...................................................................................................................... 53
3.1.1 Amostras ........................................................................................................................ 53
3.2 MÉTODOS ........................................................................................................................ 56
3.2.1 Ativação neutrônica do material de referência irradiado.......................................... 56
3.2.1.1 Irradiações e re-irradiações das amostras ..................................................................... 56
3.2.1.2 Experimentos nos terminais de irradiação do reator IPR-R1 ...................................... 58
3.2.1.3 Atividade residual nas re-irradiações ........................................................................... 62
3.2.2 Decaimento da atividade induzida .............................................................................. 63
viii
3.2.3 Espectrometria gama .................................................................................................... 64
3.2.3.1 Obtenção dos espectros ................................................................................................ 64
3.2.3.2 Tratamento do background .......................................................................................... 67
3.2.3.3 Atenuação da radiação gama pelo porta-amostras........................................................ 68
3.2.4 Tratamento dos dados................................................................................................... 69
3.2.4.1 Tratamento de erros ..................................................................................................... 69
Incerteza da atividade específica induzida ............................................................................... 69
Incerteza do fluxo epitérmico .................................................................................................. 70
Incerteza do parâmetro f na MESA GIRATÓRIA ................................................................. 71
Incerteza do fluxo térmico ....................................................................................................... 71
3.2.5 Dados coletados, planilha de cálculo e gráficos .......................................................... 72
4 RESULTADOS E DISCUSSÕES ..................................................................................... 73
4.1 ATIVIDADE INDUZIDA NA PARTIDA E DESLIGAMENTO DO REATOR IPR-R1. 73
4.2 BACKGROUND ................................................................................................................ 74
4.3 ATIVIDADE RESIDUAL.................................................................................................. 76
4.4 ESTATÍSTICA DAS MEDIDAS DE ATIVIDADE ......................................................... 77
4.5 PERFIL DA ATIVIDADE ESPECÍFICA INDUZIDA NA MESA GIRATÓRIA ........... 79
4.6 ATIVIDADE ESPECÍFICA INDUZIDA EM AMOSTRAS NUAS IRRADIADAS NA
MESA GIRATÓRIA ........................................................................................................ 82
4.7 ATIVIDADE ESPECÍFICA INDUZIDA EM AMOSTRAS IRRADIADAS NA MESA
GIRATÓRIA COM COBERTURA DE CÁDMIO ......................................................... 84
4.8 PARÂMETRO f PARA ALGUMAS POSIÇÕES DA MESA GIRATÓRIA .................. 86
4.9 FLUXO TÉRMICO E EPITÉRMICO NA MESA GIRATÓRIA...................................... 87
4.10 ATIVIDADE ESPECÍFICA INDUZIDA EM AMOSTRAS NUAS E SOB
COBERTURA DE CÁDMIO, IRRADIADAS NO TUBO CENTRAL...........................89
4.11 FLUXO EPITÉRMICO NO TUBO CENTRAL.............................................................. 90
4.12 FLUXO TÉRMICO NO TUBO CENTRAL.................................................................... 90
4.13
ATIVIDADE ESPECÍFICA INDUZIDA EM AMOSTRAS NUAS E SOB COBERTURA DE
CÁDMIO, IRRADIADAS NO TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS............................................91
ix
4.14 FLUXO EPITÉRMICO NO TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS ..................................92
4.15 FLUXO TÉRMICO NO TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS .......................................93
4.16 COMPARATIVO DE MEDIDAS E CÁLCULOS DE FLUXO NO IPR-R1.................. 94
5 CONCLUSÃO ..................................................................................................................... 96
6 REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS ............................................................................. 99
x
RESUMO
Foi realizado um estudo do fluxo de nêutrons nos terminais de irradiação do reator
TRIGA IPR-R1: MESA GIRATÓRIA (MG), TUBO CENTRAL (TC) e TERMINAL
PNEUMÁTICO DOIS (TP2). O objetivo foi obter o perfil do fluxo na MG, que possui
quarenta posições de irradiação e valores do fluxo térmico e epitérmico para algumas posições
da mesa e também para o TP2 e o TC. A metodologia empregada foi a análise por ativação
neutrônica de material de referência, liga Al-Au (0,1%). Foram realizadas 16 irradiações em
datas diferentes. Concluiu-se que, no caso da MG, o valor médio do fluxo térmico e
epitérmico depende da posição vertical das barras de controle do reator. As variações do fluxo
ao longo da MG formam um perfil característico, cujos valores dependem da localização
relativa no núcleo entre a posição analisada e as barras de controle. Na MG, o valor de fluxo
térmico obtido foi de (8,1 ± 0,3)x10
11
n.cm
-2
.s
-1
e do fluxo epitérmico de (3,4 ± 0,2)x10
10
n.cm
-2
.s
-1
. No TP2 e no TC, os valores determinados para o fluxo epitérmico foram
respectivamente de (3,3 ± 0,2)x10
9
n.cm
-2
.s
-1
e (2,6 ± 0,1)x10
11
n.cm
-2
.s
-1
. Nesses terminais de
irradiação, o fluxo térmico foi calculado e os valores obtidos foram de (2,4 ± 0,2)x10
11
n.cm
-2
.s
-1
e (2,8 ± 0,1)x10
12
n.cm
-2
.s
-1
, para o TP2 e TC respectivamente.
Palavras-chaves: reator TRIGA IPR-R1, fluxo neutrônico, análise por ativação neutrônica.
xi
ABSTRACT
In this work, it was carried out a study of the neutron flux in the IPR-R1 TRIGA reactor
irradiation facilities: ROTARY SPECIMEN RACK (RSR), PNEUMATIC TRANSFER
TUBE TWO (PTT2) and the CENTRAL THIMBLE (CT). The objective was to obtain the
neutron flux profile on the RSR, which has forty irradiation positions, and also values for the
thermal and epithermal neutron fluxes of some RSR positions and also of the PTT2 and of the
CT facility. It was applied the neutron activation analysis of a reference material,
Al-Au (0.1%) alloy. Irradiations were performed on 16 different dates. It was concluded that
for the RSR, the average value of thermal and epithermal neutron fluxes depends on the
vertical position of the reactor control rods. Neutron flux variations along the RSR form a
characteristic profile, whose values depend on the location of the irradiation position in the
reactor core and on the control rods vertical position. In the RSR, the obtained values of
thermal and epithermal neutron flux were (8.1 ± 0.3)x10
11
n.cm
-2
.s
-1
, and (3.4 ± 0.2)x10
10
n.cm
-2
.s
-1
, respectively. For the PTT2 and the CT, the values for the epithermal neutron flux
were respectively(3.3 ± 0.2)x10
9
n.cm
-2
.s
-1
and (2.6 ± 0.1)x10
11
n.cm
-2
.s
-1
. For these facilities,
the thermal neutron flux was estimated, and the obtained values were (2.4 ± 0.2)x10
11
n.cm
-2
.s
-1
and (2.8 ± 0.1)x10
12
n.cm
-2
.s
-1
for the PTT2 and the CT, respectively.
Key-words: IPR-R1 TRIGA reactor, neutron flux, neutron activation analysis.
xii
LISTA DE FIGURAS
Figura 2.1 Conjunto núcleo e refletor do TRIGA IPR-R1 ...................................................... 5
Figura 2.2 Configuração atual do núcleo do reator TRIGA IPR-R1 ....................................... 6
Figura 2.3 Foto do núcleo do TRIGA IPR-R1......................................................................... 7
Figura 2.4 Dispositivos TC e tubo de acesso à MG ................................................................ 9
Figura 2.5 Mesa de controle e sistema de aquisição de dados do IPR-R1 ............................ 12
Figura 2.6 Seção de choque de fissão do
235
U....................................................................... 14
Figura 2.7 Curva de distribuição dos fragmentos de fissão do
235
U...................................... 14
Figura 2.8 Espectro de fissão................................................................................................. 15
Figura 2.9 Envenenamento pelo xenônio durante uma irradiação de 8 horas a 100kW........ 18
Figura 2.10 Envenenamento após desligamento para diferentes fluxos de nêutrons .............. 19
Figura 2.11 Representação esquemática da seção de choque (n, γ) em função da energia ..... 21
Figura 2.12 Terceira configuração do núcleo do TRIGA IPR-R1........................................... 24
Figura 2.13 Corte vertical do núcleo do IPR-R1, com indicação da posição das medidas ..... 25
Figura 2.14 Núcleo do IPR-R1, onde é mostrada a placa superior e as posições de medida .. 27
Figura 2.15 Comparação dos fluxos de nêutrons nas posições 8, 9, 10 e 11.......................... 28
Figura 2.16 Vista axial do modelo MCNP do IPR-R1 mostrando as posições em que os
fluxos foram calculados para a MESA GIRATÓRIA e o TUBO CENTRAL .... 29
Figura 2.17 Taxa de contagem específica normalizada de padrões
198
Au,
irradiados nos canais da MESA GIRATÓRIA.................................................... 31
Figura 2.18 Fluxo de nêutrons térmicos na MESA GIRATÓRIA para vários
níveis de potência ................................................................................................. 32
Figura 2.19 A
esp
(A
101
) em padrões de Na , usados nos experimentos de AAN,
para análise de radionuclídeos de meia vida curta................................................ 34
Figura 2.20 A
esp
(A101) em padrões de Na , usados nos experimentos de AAN,
para análise de radionuclídeos de meia vida média e longa ................................. 34
Figura 2.21 A
esp
para os padrões de ouro em quatro medidas distintas..................................35
Figura 2.22 Seção de choque (n, γ) do
197
Au em função da energia ....................................... 39
xiii
Figura 2.23 Representação da distribuição do fluxo em função da energia
em um reator térmico............................................................................................40
Figura 2.24 Seção de choque total do cádmio em função da energia do nêutron.................... 42
Figura 2.25 Fatores de transmissão ideal e real do cádmio ..................................................... 43
Figura 2.26 Representação da atividade induzida em uma amostra irradiada
por um fluxo de nêutrons...................................................................................... 45
Figura 2.27 Representação da atividade induzida, seguida de decaimento,
em uma amostra irradiada por um fluxo de nêutrons ........................................... 47
Figura 2.28 Representação de um espectro típico obtido de um emissor gama ...................... 48
Figura 3.1 Foto de parte das amostras utilizadas nos experimentos...................................... 53
Figura 3.2A Amostras acondicionadas em tubos de polietileno para irradiações na MG........ 55
Figura 3.2B Tubos de polietileno acondicionados em porta-amostras
de poliestireno para irradiações na MG................................................................ 55
Figura 3.2C Os diversos tipos de porta-amostras empregados................................................. 55
Figura 3.3 Metodologia dos experimentos ............................................................................ 56
Figura 3.4 Esquema de decaimento do nuclídeo
198
Au ......................................................... 57
Figura 3.5 Inserção do porta-amostras no TC........................................................................ 59
Figura 3.6 Tubo de inserção de amostras no TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS...............60
Figura 3.7 Atividade induzida, no caso de irradiações intermitentes.................................... 63
Figura 3.8 Foto do sistema “D4” para análise por espectrometria gama do CDTN/CNEN.. 65
Figura 3.9 Curva de eficiência do detector “D4”, geometria de 10cm.................................. 66
Figura 4.1 Potência medida no canal linear durante toda a primeira irradiação....................73
Figura 4.2 Espectros do background e de uma amostra irradiada na MESA GIRATÓRIA.. 75
Figura 4.3 A
esp
em amostras nuas irradiadas na MESA GIRATÓRIA.................................. 80
Figura 4.4A Valores de A
esp
na MESA GIRATÓRIA em 15 irradiações.............................. 83
Figura 4.4B Média e desvio padrão (barra de erro) da Aesp em amostras nuas,
para cada irradiação na MESA GIRATÓRIA ..................................................... 83
Figura 4.5 A
esp
em amostras irradiadas sob cobertura de cádmio na MESA GIRATÓRIA. 85
Figura 4.6 A
esp
em amostras irradiadas no TUBO CENTRAL............................................. 89
Figura 4.7 A
esp
em amostras nuas irradiadas no TP2............................................................. 91
xiv
LISTA DE TABELAS
Tabela 2.1 Sumário de operações do reator IPR-R1 ................................................................. 4
Tabela 2.2 Configurações do núcleo do TRIGA IPR-R1 ......................................................... 8
Tabela 2.3 Distribuição da energia liberada na fissão do
235
U ............................................... 16
Tabela 2.4 Medidas e cálculos de fluxo no reator TRIGA IPR-R1.........................................23
Tabela 2.5 Valores teóricos de fluxo em algumas posições da MG e do TC ......................... 30
Tabela 2.6 Parâmetros α e ƒ e fluxo de nêutrons do IPR-R1, determinados para alguns
canais da MESA GIRATÓRIA.............................................................................. 31
Tabela 2.7 Fluxo de nêutrons térmicos no TUBO CENTRAL .............................................. 33
Tabela 2.8 Parâmetros determinados no reator TRIGA IPR-R1 ............................................. 37
Tabela 2.9 Comparativo de medidas e cálculos de fluxo no IPR-R1 de diversos autores ......38
Tabela 3.1 Sumário dos experimentos efetuados no reator TRIGA IPR-R1 .......................... 61
Tabela 4.1 Avaliação de background....................................................................................... 76
Tabela 4.2 A
esp
em amostras re-irradiadas ............................................................................. 77
Tabela 4.3 A
esp
em amostras da MG, TP2 e TC na irradiação 13........................................... 78
Tabela 4.4 Condições operacionais do IPR-R1 ....................................................................... 79
Tabela 4.5 Dados da posição 40 obtidos de irradiações na MESA GIRATÓRIA .................. 81
Tabela 4.6 Aesp em amostras irradiadas sob cádmio na MG.................................................. 86
Tabela 4.7 Parâmetro f para a MESA GIRATÓRIA.............................................................. 87
Tabela 4.8 Fluxo térmico médio em algumas posições da MESA GIRATÓRIA ...................88
Tabela 4.9 Medidas de Aesp no TP2, para amostras irradiadas sob cádmio......................... 92
Tabela 4.10 Valores de fluxo epitérmico no TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS..................93
Tabela 4.11 Comparativo de medidas e cálculos de fluxo no IPR-R1 ..................................... 94
xv
LISTA DE ABREVIATURAS E SIGLAS
AAN - Análise por Ativação Neutrônica
AANI - Análise por Ativação Neutrônica Instrumental
ABNT - Associação Brasileira de Normas Técnicas
A
esp
– Atividade específica induzida
AIEA - Agência Internacional de Energia Atômica
BG - Background
CDTN - Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear
CNEN - Comissão Nacional de Energia Nuclear
CTORP - Curso de Treinamento de Operadores em Reatores de Pesquisa
HPGe - Hyper Pure Germanium
ICRU - International Commission on Radiation Units and measurement
IEEE - Institute of Electrical and Electronics Engineers
INAA – Instrumental Neutron Activation Analysis
IPR - Instituto de Pesquisas Radioativas
IRMM - Institute for Reference Materials and Measurements
MCA - Multi Channel Analyzer (Analisador multicanal)
MCNP - Monte Carlo N-Particle
MG - MESA GIRATÓRIA
NIST - National Institute of Standards and Technology
NNDC - National Nuclear Data Center
PCTN - Pós-graduação em Ciências e Técnicas Nucleares
ROI - Region of Interest (Região de interesse)
TC - TUBO CENTRAL
TP2 - TERMINAL PNEUMÁTICO NÚMERO DOIS
TR3 - Tecnologia de Reatores
TRIGA - Training, Research, Isotopes, General Atomics
1
1 APRESENTAÇÃO
1.1 INTRODUÇÃO
O Brasil possui atualmente quatro reatores nucleares de pesquisa, todos eles instalados
em institutos de pesquisa da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN). O reator
TRIGA IPR-R1, objeto de estudo deste trabalho, está instalado no Centro de
Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN/CNEN) e opera desde novembro de 1960
[MARETTI JR, 2005].
Dentre as principais aplicações do IPR-R1, estão: produção de radiosótopos para
análise por ativação neutrônica, treinamento de operadores para centrais nucleares e
experimentos em neutrônica e termohidráulica.
1.2 OBJETIVOS E JUSTIFICATIVAS DO TRABALHO
Este trabalho de dissertação tem por objetivo caracterizar o fluxo de nêutrons térmicos
e epitérmicos a 100kW nos terminais de irradiação do reator TRIGA IPR-R1: a MESA
GIRATÓRIA, o TUBO CENTRAL e o TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS. No Capítulo
seguinte, será discutido o conceito de fluxo e a nomenclatura utilizada neste trabalho.
Desde a primeira criticalidade, em novembro de 1960, o IPR-R1 passou por seis
modificações de sua configuração de núcleo [DALLE, 2005].
Diferentes autores, ao longo do tempo, determinaram fluxos de nêutrons em alguns
dos dispositivos de irradiação do IPR-R1 ou no próprio núcleo. SANTORO (1975)
determinou o espectro de nêutrons intermediários e rápidos em uma posição no TUBO
2
CENTRAL, utilizando a quarta configuração do núcleo. GUIMARÃES (1985) determinou o
perfil do fluxo de nêutrons rápidos e térmicos, medido axialmente em 7 posições entre os
elementos combustíveis (através de furos efetuados na placa superior) utilizando a quarta
configuração do núcleo. Os trabalhos subseqüentes já foram realizados com a configuração
atual do núcleo, correspondente a sexta configuração. DALLE (2005) obteve, através de
cálculos computacionais, valores de fluxo térmico e total, ao longo do TUBO CENTRAL e
dos terminais que compõem a MESA GIRATÓRIA, para a potência de 250 kW. MENEZES e
JA
ĆIMOVIĆ (2006) obtiveram o fluxo térmico e epitérmico, a 100kW, em cinco posições na
MESA GIRATÓRIA, além do perfil da atividade específica induzida ao longo desta. SOUZA
(2006) obteve o fluxo térmico médio na MESA GIRATÓRIA e no TUBO CENTRAL na
posição de máximo fluxo, para 5 níveis de potência do reator. FERREIRA et al. (2006)
demonstraram, através de medidas de atividade induzida, a estabilidade do fluxo na MESA
GIRATÓRIA em 5 anos de medidas (2002 –2006). FRANCO (2006) determinou vários
parâmetros do reator, entre eles o fluxo térmico e epitérmico em algumas das posições da
MESA GIRATÓRIA (parada) e no TUBO CENTRAL, visando à aplicação da técnica de
ativação neutrônica paramétrica k
0
.
A contribuição deste trabalho é acrescentar dados experimentais novos de medidas de
atividade específica induzida e fluxo térmico e epitérmico nos dispositivos de irradiação, a
100kW, preenchendo lacunas dos trabalhos anteriores e sistematizando os dados obtidos até a
presente data.
3
2 REVISÃO BIBILIOGRÁFICA
2.1 O REATOR TRIGA MARK I DO CDTN/CNEN
2.1.1 Descrição Geral
O IPR-R1 é um reator TRIGA (Training, R
esearch, Isotopes, General Atomics) Mark I
fabricado pela General Atomics (EUA). Utiliza como combustível urânio enriquecido a 20% e
como moderador principal o hidreto de zircônio. O núcleo possui refletor de grafita e é
refrigerado a água leve desmineralizada. A água serve ainda como moderador adicional e
como blindagem biológica. O controle do reator é efetuado através da operação de 3 barras
absorvedoras de nêutrons, contendo carbeto de boro. O reator apresenta 3 dispositivos
principais para irradiação de amostras: o TUBO CENTRAL, a MESA GIRATÓRIA, com 40
posições de irradiação e o terminal pneumático. A configuração atual do núcleo compreende 5
anéis concêntricos contendo 63 elementos combustíveis-moderadores e 23 elementos
refletores de grafita. Foi projetado inicialmente para operar a potências de até 30kW em
regime contínuo e até 100kW em regime intermitente. Desde o ano de 2001, seu núcleo está
configurado para operar a 250 kW, mas tem-se operado à potência de 100 kW até a obtenção
da autorização do setor de licenciamento da CNEN para operar em definitivo na nova
potência. [CDTN, 2001; CDTN, 2007].
Dentre as principais aplicações do IPR-R1, estão: produção de radiosótopos para
análise por ativação neutrônica, treinamento de operadores para centrais nucleares e
experimentos em neutrônica e termohidráulica. A Tabela 2.1 apresenta um sumário das
operações do reator no período entre 1960 e 2004.
4
Tabela 2.1 – Sumário de operações do reator IPR-R1.
NÚMERO DE AMOSTRAS IRRADIADAS NO IPR-R1
ANO ENERGIA
LIBERADA (kW)
ANÁLISE POR
ATIVAÇÃO NEUTRÔNICA
EXPERIMENTOS, TESTES,
E OUTRAS APLICAÇÕES
1960-1964 152.989 217 1.577
1965-1969 85.601 14.184 3.405
1970-1974 247.480 50.026 3.562
1975-1979 505.162 137.943 2.631
1980-1984 384.036 167.477 1.024
1985-1989 131.295 36.430 650
1990-1994 69.666 10.399 214
1995-1999 154.639 13.063 468
2000-2004 167.029 17.006 455
TOTAL 1.897.897 446.745 13.986
Fonte: MARETTI JR, 2005
Uma característica muito importante de um reator TRIGA é que, possui segurança
intrínseca, resultante do alto coeficiente de temperatura pronto-negativo. Como os elementos
combustíveis do reator contêm o moderador hidreto de zircônio, em mistura homogênea com
o urânio enriquecido, a temperatura desta substância acompanha prontamente a temperatura
do combustível. O aumento de temperatura do moderador resulta em sub-moderação e,
conseqüentemente, perda de reatividade [CDTN, 2007]. Este nível de segurança permite o uso
do TRIGA IPR-R1 como um reator de treinamento.
O núcleo do TRIGA IPR-R1 localiza-se na parte inferior de um poço cilíndrico de
6,6m de profundidade e 1,9m de diâmetro. O poço é preenchido com água desmineralizada
que atua como refrigerante do núcleo, ajudando ainda no processo de moderação e reflexão
dos nêutrons. Serve também como blindagem biológica para as radiações provenientes do
núcleo. A água ocupa cerca de 1/3 do volume do núcleo. A Figura 2.1 apresenta um esquema
do poço do reator, onde pode ser visto o núcleo, alguns de seus dispositivos e o refletor de
grafita com diâmetros interno e externo de 45,7 cm e 109 cm respectivamente e altura de 58
cm.
5
Figura 2.1 - Conjunto núcleo e refletor do TRIGA IPR-R1
[CDTN, 2007].
Agregados ao núcleo atual do IPR-R1, existem 63 elementos combustíveis-
moderadores, sendo 58 revestidos em alumínio e cinco revestidos em aço inoxidável, além de
23 elementos refletores de grafita, uma fonte de nêutrons, três barras de controle, um TUBO
CENTRAL, uma MESA GIRATÓRIA, um terminal pneumático, tubos de acesso e câmaras
detectoras de nêutrons. A Figura 2.2 apresenta um esquema do núcleo do IPR-R1 e a Figura
2.3 apresenta uma foto do núcleo.
6
Figura 2.2 – Configuração do núcleo do reator TRIGA IPR-R1 (Abril 2007)
[adaptação de Figura cedida por Amir Zacarias].
7
1 Elemento Combustível 6 TC 11 Canal linear
2 Elemento de grafita 7 TP2 12 Canal de partida
3 Barra de regulação 8 Fonte de nêutrons 13 Canal % de potência
4 Barra de controle 9 Tubo de acesso à MG 14 Canal logarítmico
5 Barra de segurança 10 Eixo do mecanismo da MG 15 Extrator de nêutrons
Figura 2.3 – Foto do núcleo do TRIGA-IPR-R1 [cedida por Amir Zacarias].
Desde a primeira criticalidade, em novembro de 1960, o IPR-R1 passou por seis
modificações de sua configuração de núcleo [DALLE, 2005]. A Tabela 2.2 resume as
mudanças ocorridas.
8
Tabela 2.2 – Configurações do núcleo do TRIGA IPR-R1.
CONFIGURAÇÃO
DO NÚCLEO
ANO
NÚMERO DE
ELEMENTOS
COMBUSTÍVEIS
ALTERAÇÃO DE
POSIÇÃO
DAS BARRAS DE
CONTROLE
POTÊNCIA
TÉRMICA
(kW)
1
a
1960 56 -- 30
2
a
1964 57 NÃO 30
3
a
1967 57 (*) NÃO 30
4
a
1973 58 NÃO 100
5
a
1996 59 NÃO 100
6
a
2001 63 SIM 250
(*) – Elemento combustível danificado trocado.
Fonte: Adaptado de DALLE, 2005
2.1.2 Dispositivos de Irradiação
O IPR-R1 atualmente conta com três dispositivos de irradiação de amostras: a MESA
GIRATÓRIA, com 40 posições ou canais de irradiação, o TUBO CENTRAL e o TERMINAL
PNEUMÁTICO DOIS, descritos brevemente a seguir.
2.1.2.1 TUBO CENTRAL
O TUBO CENTRAL, é feito de alumínio anodizado, com diâmetros externo de
3,81cm e interno de 3,38cm. Desce desde o topo do reator até 19 cm abaixo da placa inferior,
passando pelo centro do núcleo. Este dispositivo permite a irradiação de pequenas amostras na
posição onde o fluxo é máximo, além da extração de feixes colimados de nêutrons e de
radiação gama. A Figura 2.4 mostra a viga central e alguns de seus elementos, tais como o
tubo guia da MESA GIRATÓRIA, o TUBO CENTRAL, os mecanismos de acionamento das
barras de controle e outros.
9
Figura 2.4 – Dispositivos TC e tubo de acesso à MG
[foto cedida por Amir Zacarias].
2.1.2.2 MESA GIRATÓRIA
A MESA GIRATÓRIA, do IPR-R1 é montada num suporte giratório e colocada numa
cavidade anular do refletor de grafita, possuindo 40 canais para irradiações de amostras, cada
um medindo 31,75 mm de diâmetro e 27,4 cm de comprimento [CDTN, 2007]. As amostras,
colocadas em frascos cilíndricos de poliestireno, são introduzidas na MESA GIRATÓRIA
através de um cabo que desce por um tubo de acesso. A MESA GIRATÓRIA possui um
mecanismo de rotação automático para permitir irradiação de amostras sob um mesmo valor
de fluxo médio. Para preservar este mecanismo, atualmente ela é girada manualmente. Usando
os porta-amostras padrão do CDTN/CNEN, é possível inserir duas amostras verticalmente em
10
cada posição da mesa, sendo a de baixo referenciada como irradiada na camada inferior e a de
cima como irradiada na camada superior. Todos os valores deste trabalho relativos a MESA
GIRATÓRIA são referentes à camada inferior.
2.1.2.3 TERMINAIS PNEUMÁTICOS
Um conjunto de tubos conectados a um sistema de sucção de ar, controlado por
válvulas, permite a introdução e retirada rápida de amostras. Atualmente apenas um terminal
pneumático está em uso, o TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS, que fica alojado na periferia
do refletor. Este terminal é utilizado principalmente para dosagem de urânio em minérios,
pelo método de nêutrons de fissão retardados. O tempo de ativação típico é de cerca de 50s.
Este dispositivo pode ser visto nas Figuras 2.2 e 2.3.
2.1.3 Barras de Controle
Como visto no item 2.1.1, as barras de controle do IPR-R1 são de carbeto de boro. O
boro possui grande seção de choque de absorção de nêutrons. As barras de controle de um
reator permitem ajustar o valor do k
ef
, que é a razão entre o número de nêutrons de uma
geração e o número de nêutrons da geração anterior. O TRIGA IPR-R1 possui 3 barras de
controle: barra de segurança, de controle e de regulação.
A barra de segurança atua nos casos de emergência provocando um desligamento
rápido do reator. Durante as operações ela se encontra totalmente extraída do núcleo. A barra
de controle (ajuste grosso) e a barra de regulação (ajuste fino) são utilizadas com a finalidade
de ajuste do nível de potência do reator.
11
2.1.4 Instrumentação e controle
A instrumentação para a operação do reator TRIGA IPR-R1 constitui-se
principalmente dos canais neutrônicos de medida de potência: Canal de Partida, Canal
Logarítmico, Canal Linear, Canal de Potência Percentual e dos canais de monitoração das
outras variáveis operacionais: medidores de temperatura, medidores de condutividade,
monitores de radiação, etc.
O Canal de Partida constitui-se de um detector tipo câmara de fissão, circuitos
associados e medidores, que monitoram o fluxo neutrônico na faixa inicial da partida do
reator.
O Canal Logaritmo é utilizado para monitorar níveis de potência que vão desde o final
de escala do Canal de Partida, aproximadamente, até níveis ligeiramente superiores à potência
máxima. Constitui-se de um registrador gráfico, medidores analógicos de potência e de
período e indicador digital de reatividade O detector de nêutrons utilizado é uma câmara de
ionização compensada As indicações de potência estão em escala logarítmica.
O Canal Linear constitui-se de um registrador gráfico e medidor analógico, associados
a uma câmara de ionização compensada, que indicam o nível de potência desde o nível da
fonte até o nível de potência máxima. O medidor indica o nível de potência do reator
linearmente, num total de oito escalas manualmente intercambiáveis.
O Canal de Potência Percentual constitui-se de um medidor de potência percentual que
indica, em percentagem (0 a 120%), o nível de potência em relação à potência máxima. Ele é
composto de uma câmara de ionização não compensada, um medidor de potência e fontes de
tensão.
Na mesa de controle estão instalados ainda: comandos dos motores que movimentam
as barras de controle, indicadores de posição das três barras de controle, seletor do nível de
potência desejado, central de alarmes com sinalizadores luminosos e sonoros de status, etc. A
Figura 2.5 apresenta uma fotografia da mesa de controle do IPR-R1. Trata-se da segunda mesa
12
de controle do IPR-R1. A mesa original foi usada até Março de 1997. A nova mesa introduziu
um medidor de condutividade da água, monitor de radiação da área, indicadores de
temperatura do sistema de refrigeração e um rack externo com módulos eletrônicos
[MARETTI JR, 2005].
Complementando os instrumentos da mesa de controle, existe um sistema
informatizado de coleta de dados desenvolvido para o TRIGA IPR-R1, que também pode ser
visto na Figura 2.5. A maioria dos parâmetros operacionais do reator podem ser
acompanhados por varreduras a partir de 1,0 ms (freqüência de amostragem igual a 1 kHz).
Todos os dados são arquivados para posterior consulta, tratamento e análise. [MESQUITA,
2005].
Figura 2.5 – Mesa de controle e sistema de aquisição de dados do IPR-R1
[MESQUITA, 2005].
13
2.1.5 Sistema de refrigeração e purificação de água
A retirada de calor no núcleo, como em todo reator TRIGA, é realizada por circulação
natural. Existe um sistema forçado para refrigeração da água do poço e diminuição do nível de
radiação na sala do reator. Ela é feita por um trocador de calor constituído por um circuito
primário por onde passa a água do poço e um circuito secundário, por onde passa a água de
refrigeração. Uma torre de resfriamento externa refrigera a água do circuito secundário. Para
purificação da água, o sistema possui filtros e tanques de resina troca-íons.
2.2 PRINCÍPIOS BÁSICOS DE FUNCIONAMENTO DO REATOR
O funcionamento de um reator nuclear baseia-se na manutenção de reações de fissão
em cadeia, num meio que contém material físsil (meio multiplicador). A seguir são
apresentados, de modo sucinto, alguns tópicos sobre fissão nuclear.
2.2.1 Fissão Nuclear
A fissão é uma reação nuclear em que um núcleo, ao ser bombardeado com nêutrons,
absorve o mesmo e se fragmenta em dois núcleos mais leves com emissão de novos nêutrons
(nêutrons prontos) [LAMARSH, 1975]. Para nêutrons rápidos (E > 1 MeV), a fissão ocorre
com diversos nuclídeos pesados, enquanto que para nêutrons térmicos (
E
≅ 0,025 eV), a
fissão somente ocorre com alguns poucos nuclídeos, dos quais apenas o
235
U existe na
natureza. A fissão do
235
U ocorre com nêutrons de qualquer energia, mas a probabilidade da
reação é especialmente elevada na região térmica, como mostra a Figura 2.6.
14
Figura 2.6 - Seção de choque de fissão do
235
U [KAERI, 2009].
No caso específico da fissão do
235
U com nêutrons térmicos, o número de nêutrons
emitidos tem um valor médio de 2,42 e a energia liberada é de aproximadamente 198 MeV
[ARAMBURU, 1994]. Os fragmentos de fissão não são sempre os mesmos, mas apresentam
uma distribuição característica, conforme mostra a Figura 2.7.
Figura 2.7- Curva de distribuição dos fragmentos
de fissão do
235
U [CDTN, 2001].
15
A distribuição energética característica dos nêutrons prontos emitidos numa fissão
nuclear é denominada espectro de fissão e está apresentada na Figura 2.8.
Figura 2.8 - Espectro de fissão [ARAMBURU, 1994].
Cerca de 0,7% do total de nêutrons gerados por fissão originam-se de certos produtos
de fissão, como o
87
Br, capazes de emitir um nêutron no seu processo de desintegração
radioativa. Os nêutrons assim originados são designados nêutrons retardados [CDTN, 2001;
LAMARSH, 1975].
2.2.2 Moderação de Nêutrons
Para aproveitar o fato de que a seção de choque de fissão do
235
U, Figura 2.6, é
elevada na região dos nêutrons térmicos, os reatores nucleares possuem um
elemento chamado moderador, cuja função é a redução da energia do nêutron, desde
a energia inicial da fissão, de cerca de 2MeV, até alguns eV da região térmica. O tipo
de interação mais eficaz para este fim é o espalhamento elástico dos nêutrons com
16
núcleos leves e o material introduzido no sistema com esta finalidade chama-se
moderador. Para o desenvolvimento de reações em cadeia, é importante que esse
material, além de conter núcleos leves, apresente uma baixa seção de choque de absorção de
nêutrons. Os materiais correntemente utilizados como moderadores são: água leve, água
pesada, a grafita e o berílio.
2.2.3 Energia liberada na fissão
Na fissão nuclear ocorre grande produção de energia através do processo de conversão
de massa. Cerca de 198MeV de energia são gerados para o caso da fissão do
235
U por nêutrons
térmicos, como dito anteriormente. Cerca de 85% desta energia aparece como energia cinética
dos fragmentos de fissão. O restante, 15%, se divide entre outras formas de energia como
mostrado na Tabela 2.3.
Tabela 2.3 Distribuição da energia liberada na fissão do
235
U
Tipo de Energia Valor (MeV)
cinética dos fragmentos de fissão 165
cinética dos nêutrons prontos 5
de radiação gama pronta 6
cinética de partículas beta de produtos de fissão 6
de radiação gama de produtos de fissão 5
de neutrinos (†) 11
Energia Total 198
Fonte: LAMARSH, 1975
(†) - Energia não aproveitada
17
2.2.4 Potência de um reator
A potência térmica liberada num reator nuclear pode ser calculada aproximadamente
multiplicando-se a taxa total de fissões pela energia liberada numa fissão (~198 MeV). Esta
taxa, contudo, varia através do núcleo do reator. Para um dado local, a taxa de fissões por
unidade de volume, R
v,
pode ser calculada por [CDTN, 2001]:
[
]
31
vffv
.cmfissões.sNR
−−
=∑=
φσφ
(2.1)
onde,
φ
é o fluxo local de nêutrons térmicos [n.cm
-2
.s
-1
];
∑
f
é a seção de choque macroscópica de fissão [cm
-1
];
N
v
é o número de núcleos físseis por unidade de volume [cm
-3
];
σ
f
é a seção de choque microscópica de fissão do núcleo físsil [cm
2
].
Para um reator homogêneo, se o núcleo físsil é o
235
U, a potência total gerada pode ser
calculada por:
P = 198 R
v
= 4,8 x 10
-11
m
φ
[W] (2.2)
onde:
m é a massa total de
235
U [g];
φ
é o fluxo médio de nêutrons térmicos no núcleo [n.cm
-2
.s
-1
].
18
2.2.5 Flutuação das barras nas irradiações devido ao envenenamento
Durante a operação de um reator, os fragmentos de fissão e os produtos de seus
decaimentos se acumulam no elemento combustível. Alguns desses produtos, em particular, o
l35
Xe, age como forte absorvedor de nêutrons, introduzindo uma alta reatividade negativa no
meio (envenenamento). Isto altera o fator de multiplicação do sistema. Torna-se, portanto,
necessário compensar as variações de reatividade através do ajuste das barras de controle. A
Figura 2.9, mostra a variação da reatividade em função do tempo para uma irradiação de 8
horas no IPR-R1.
Figura 2.9 – Envenenamento pelo xenônio durante uma
irradiação de 8 horas a 100kW [MESQUITA e SOUZA, 2007].
A Figura 2.9 mostra que para irradiações curtas, de uma hora, como as feitas nos
experimentos deste trabalho, os efeitos do envenenamento durante as irradiações podem ser
desprezados. No entanto devem ser levados em consideração, quando for o caso, os efeitos do
envenenamento nas irradiações de 8 horas ocorridas no dia anterior ao dos experimentos.
19
A Figura 2.10, ilustra o efeito do crescimento do
135
Xe após o desligamento de um
reator nuclear.
Figura 2.10 - Envenenamento após desligamento para
diferentes fluxos de nêutrons [CDTN, 2001].
A Figura 2.10 mostra que o efeito do crescimento do
135
Xe após o desligamento é
pequeno em reatores que tem fluxo de nêutrons até 1x10
13
n.cm
-2
.s
-1
, como é o caso do reator
IPR-R1.
20
2.3 INTERAÇÃO DE NÊUTRONS COM A MATÉRIA
A interação de nêutrons com a matéria se processa essencialmente com os núcleos dos
átomos. Estas interações podem ser simplificadamente classificadas como interações de
espalhamento ou de captura neutrônica.
As interações de espalhamento podem ser elásticas ou inelásticas. As interações
elásticas (onde a energia cinética total se conserva) ocorrem para qualquer energia do nêutron
e são muito importantes no processo de moderação. O nêutron colide com um núcleo e
transfere parte de sua energia cinética a ele. Após sucessivas colisões e perda de energia
cinética, o nêutron entra em equilíbrio térmico com os átomos e moléculas do meio, processo
este chamado de termalização. Nas interações inelásticas, o nêutron incidente é capturado pelo
núcleo, que emite fótons gama e outro nêutron com energia cinética menor que a energia do
nêutron incidente. Esta interação só é possível a partir de determinado valor de energia, capaz
de colocar o núcleo alvo em seu primeiro nível de excitação.
A captura radioativa, de modo semelhante às interações elásticas, ocorre para qualquer
energia do nêutron. O nêutron incidente é capturado pelo núcleo alvo, que fica em estado
excitado. Para se desexcitar, o núcleo emite partículas ß- e radiação gama, transmutando-se
num novo nuclídeo. Este processo é muito utilizado para a produção de radioisótopos e se
chama captura neutrônica.
2.3.1 Seção de choque de interação
A probabilidade de interação da radiação com a matéria é dada pela grandeza seção de
choque. Tal grandeza pode ser descrita em termos da seção de choque microscópica e seção
de choque macroscópica. No caso de interação de partículas com nuclídeos, a seção de choque
microscópica é uma medida do número de interações produzidas por unidade de tempo, por
unidade de fluxo e por núcleo alvo [LAMARSH, 1975]. A seção de choque microscópica tem
unidade de área e geralmente é medida em barn (1barn=10
-24
cm
2
), podendo ser interpretada
geometricamente como uma área virtual associada ao núcleo alvo. Caso a partícula incidente
21
alcance esta área, se produzirá uma interação. Este parâmetro é dependente da energia do
nêutron incidente.
Se houver diversos tipos de interação entre partículas e nuclídeos, o somatório de todas
as seções de choque de interação, tais como seções de choque de espalhamento elástico e
inelástico, seção de choque de captura radioativa, seção de choque de fissão, etc, se chama
seção de choque total. O produto desta grandeza pelo número de nuclídeos alvos por unidade
de volume, se denomina seção de choque macroscópica total [LAMARSH, 1975].
A Figura 2.11 mostra uma representação geral da seção de choque de captura
neutrônica (n,
γ) de um nuclídeo qualquer em função da energia do nêutron incidente.
Idealmente, a seção de choque de captura neutrônica é inversamente proporcional à
velocidade do nêutron incidente ou inversamente proporcional a raiz quadrada da energia
deste nêutron [DE CORTE, 1986]. Em um gráfico com escalas logarítmicas, a inclinação da
reta é -1/2. Para energias acima de cerca de 1,5eV, o gráfico apresenta picos de valores para a
seção de choque de captura neutrônica conhecidos como ressonâncias.
Figura 2.11 – Representação esquemática da seção de choque (n, γ)
em função da energia [DE CORTE, 1986].
22
2.4 MEDIDAS DE FLUXO NO REATOR TRIGA IPR-R1
Esta seção é dedicada à revisão das medidas de fluxo já realizadas no
TRIGA IPR-R1. Antes de dar inicio à revisão propriamente dita, serão introduzidos os
conceitos de atividade radioativa e taxa de fluência. O ICRU,
International Commission on
Radiation Units and Measurement, é um órgão internacional, que desde 1925 trabalha no
desenvolvimento de recomendações aceitáveis internacionalmente sobre quantidades e
unidades de radiação e radioatividade, entre outros [ICRU, 1998].
Segundo o Report 60 do ICRU, atividade é o número de desintegrações nucleares em
um elemento radioativo por unidade de tempo. É medida em Becquerel (Bq), que corresponde
a uma desintegração por segundo. A razão entre a atividade e a massa da substância que se
desintegra é a atividade específica, medida em Bq.g
-1
.
A fluência é a razão entre o número de partículas em movimento que atravessa uma
superfície esférica e a área desta superfície. A taxa de fluência é a razão entre a fluência e uma
unidade de tempo. No caso de nêutrons, a taxa de fluência é geralmente medida em n.cm
-2
.s
-1
.
Na literatura, este termo também é conhecido por densidade de fluxo de nêutrons
[ICRU, 1998].
A despeito das recomendações da ICRU, Report 60, neste trabalho foi utilizado o
termo fluxo ao invés de taxa de fluência, em virtude de ser o termo fluxo mais empregado na
literatura consultada.
Nas próximas seções, serão apresentados, em ordem cronológica, os trabalhos
realizados no IPR-R1 relativos ao seu fluxo neutrônico. Estes trabalhos estão resumidos na
Tabela 2.4.
23
Tabela 2.4 – Medidas e cálculos de fluxo no reator TRIGA IPR-R1.
AUTORES, ANO
PUBLICAÇÃO
NÚCLEO* DESCRIÇÃO LOCAL**
SANTORO, 1975 3
a
Espectro de nêutrons
intermediários e rápidos.
TC (1)
GUIMARÃES, 1985 4
a
Perfil axial do fluxo
de nêutrons rápidos e térmicos.
Núcleo (7)
DALLE, 2005 6
a
Fluxo teórico térmico e total. MG (40) e
TC (axial)
MENEZES E
JAĆIMOVIĆ, 2006
6
a
Fluxo térmico e epitérmico. MG (5)
SOUZA, 2006 6
a
Fluxo térmico médio. MG (40),
TC (1)
FRANCO, 2006 6
a
Fluxo térmico e epitérmico. MG (7),
TC (1)
FERREIRA
et al., 2006
6
a
Estabilidade temporal da
atividade induzida.
MG (40)
ZANGIROLAMI
et al., 2007
6
a
Perfil da atividade específica
induzida
MG (39)
* Refere-se à n-ésima configuração do núcleo;
** O número entre parêntesis refere-se ao número de posições utilizadas pelo autor
2.4.1 Espectro de nêutrons rápidos e intermediários no TUBO CENTRAL
Para a terceira configuração do núcleo do IPR-R1, foi realizado um trabalho de
determinação do espectro de nêutrons intermediários e rápidos em uma posição no TUBO
CENTRAL do reator, através do método de ativação neutrônica [SANTORO, 1975]. Para
obtenção do espectro de nêutrons intermediários foram realizadas 4 irradiações utilizando
materiais de referência (detectores de ressonância) dos seguintes elementos: In, Au, Mn e Na.
Para os experimentos de obtenção do espectro de nêutrons rápidos, foram feitas 7 irradiações
de materiais de referência (detectores de limiar) irradiados sob cápsulas de cádmio de 1mm de
espessura. Os materiais usados foram: Ni, Al, Np, Th e In. A Figura 2.12, mostra a
configuração do núcleo à época e a posição analisada pelo autor está mostrada na Figura 2.13.
24
Figura 2.12 – Terceira configuração do núcleo
do TRIGA IPR-R1 [SANTORO, 1975].
25
Figura 2.13 – Corte vertical do núcleo do IPR-R1, com indicação
da posição das medidas [SANTORO, 1975].
26
Segundo Santoro (1975), o fluxo na posição de medida deverá ser representado por:
E > 1 MeV:
(
)
E
eEAE
.775,02/1
..
−
=
φ
(2.3)
3 keV < E < 1 MeV:
(
)
(
)
(
)
EE
eEKAeEKE
.775,02/1*45,1
..25,9./
−
−+=
φ
(2.4)
Para um nível de potência nominal de 100kW, correspondente a um fluxo térmico de
(4,2 ± 0,2)x10
12
n.cm
-2
.s
-1
. Os parâmetros de intensidade são:
A = (1,9 ± 0,1)x10
12
n.cm
-2
.s
-1
.MeV
-3/2
;
A* = (1,8 ± 0,2)x10
12
n.cm
-2
.s
-1
.MeV
-3/2
;
K = (4,1 ± 0,6)x10
11
n.cm
-2
.s
-1
2.4.2 Perfil axial de nêutrons rápidos e térmicos no núcleo do IPR-R1
Na quarta configuração do núcleo, foi realizada um trabalho, onde se obteve o perfil
axial de nêutrons rápidos e térmicos em algumas posições do núcleo, através da técnica de
ativação neutrônica [GUIMARÃES, 1985]. Foram realizadas medidas com sensores
posicionados em eletrodos de aço inoxidável de 70 cm de comprimento, colocados em sete
orifícios (de um total de 32) da placa superior, situados entre os elementos combustíveis,
como mostra a Figura 2.14, de modo a se ter acesso ao interior do núcleo.
27
Figura 2.14 – Núcleo do IPR-R1, onde é mostrada a placa
superior e as posições de medida [GUIMARÃES, 1985].
Para detecção da atividade induzida nos eletrodos utilizados no trabalho, foi utilizado
um detector de Ge(Li) de alta resolução acoplado a um sistema mecânico de varredura
(gamma scanner). A Figura 2.15 mostra alguns dos resultados obtidos pela autora.
28
Figura 2.15– Comparação dos fluxos de nêutrons nas posições 8, 9, 10 e 11.
C – representa o comprimento ativo do elemento
combustível [GUIMARÃES, 1985].
2.4.3 Simulação do reator TRIGA IPR – R1 utilizando métodos de transporte por
Monte Carlo
Os valores de fluxo para a sexta configuração do núcleo do IPR-R1, foram obtidos
através do uso de três códigos computacionais: MCNP4B (transporte), ORIGEN2.1 (queima e
decaimento radioativo) e MONTEBURNS (acoplamento transporte/queima), valores teóricos
de fluxo térmico e total, a 250kW, calculados para algumas posições axialmente distribuídas
na MESA GIRATÓRIA e no TUBO CENTRAL do IPR-R1 [DALLE, 2005].
29
A Figura 2.16 representa uma vista axial do modelo MCNP do IPR-R1, mostrando as
posições (pequenos traços pretos horizontais) na MESA GIRATÓRIA e no TUBO CENTRAL
em que o fluxo térmico e total, a 250kW, foram calculados. Como pode ser visto, as posições
inferiores da MESA GIRATÓRIA, onde são feitas a maioria das irradiações neste dispositivo,
teve seu valor de fluxo médio calculado, assim como a posição de máximo fluxo do TUBO
CENTRAL.
Figura 2.16 – Vista axial do modelo MCNP do IPR-R1 mostrando as posições em que os
fluxos foram calculados para a MG e o TC [DALLE, 2005].
30
A Tabela 2.5 lista os valores de fluxo médio, calculados para a potência de 250kW,
para as posições inferiores da MESA GIRATÓRIA e a posição central (de máximo fluxo) do
TUBO CENTRAL.
Tabela 2.5 – Valores teóricos de fluxo em algumas posições da MG e do TC.
DISPOSITIVO POSIÇÃO DE MEDIDA
FLUXO TÉRMICO
A 250kW
(n.cm
-2
.s
-1
)
FLUXO TOTAL
A 250kW
(n.cm
-2
.s
-1
)
MG CAMADA INFERIOR 1,8x10
12
2,4x10
12
TC CENTRO 1,3x10
13
2,7x10
13
Fonte: DALLE, 2005
2.4.4 Optimização do método paramétrico k
0
para ativação neutrônica instrumental,
usando o TRIGA IPR-R1
Usando a atual configuração do núcleo do IPR-R1, foram realizados experimentos para
atualização dos parâmetros α
αα
α e f , necessários para aplicação do método paramétrico k
0
[MENEZES e JAĆIMOVIĆ, 2006]. O parâmetro α
αα
α mede o desvio do fluxo epitérmico da
distribuição ideal (1/E) e o parâmetro ƒ
ƒƒ
ƒ mede a razão entre o fluxo térmico e epitérmico. A
Tabela 2.6 apresenta os resultados dos autores para os parâmetros α
αα
α e f e mostra também os
valores do fluxo térmico (
φ
th
) e epitérmico (
φ
epi
) medidos em algumas posições (canais) de
irradiação. Através de medidas da taxa de contagem específica normalizada de padrões de Al-
Au (0,1%), irradiados ao longo de toda MESA GIRATÓRIA, foi obtido o perfil da atividade
induzida para os padrões, apresentado na Figura 2.17. Os resultados apresentados para o perfil
da atividade induzida se referem a uma única irradiação no IPR-R1, com duração de 3 horas, a
100kW de potência.
31
Tabela 2.6 – Parâmetros α
αα
α e ƒ
ƒƒ
ƒ e fluxo de nêutrons do IPR-R1,
determinados para alguns canais da MESA GIRATÓRIA.
POSIÇÃO DE
IRRADIAÇÃO
f
α
αα
α
φ
φφ
φ
th
x10
11
(n.cm
-2
.s
-1
)
φ
φφ
φ
epi
x10
10
(n.cm
-2
.s
-1
)
3 22,02 0,0010 6,55 2,97
7 22,32 -0,0022 6,35 2,85
10 20,65 0,0033 5,99 2,90
25 22,93 -0,0087 6,45 2,81
40 20,44 0,0197 6,16 3,01
Média
21,67±1,08 0,0026±0,011
6,30 2,91
Valor Médio
anterior na MG
(1995)
24,2±2
0,0250
±
0,0020 6,00 2,50
Fonte: MENEZES e JAĆIMOVIĆ, 2006
Figura 2.17 – Taxa de contagem específica normalizada de padrões
198
Au,
irradiados nos canais da MESA GIRATÓRIA [MENEZES e JAĆIMOVIĆ, 2006].
32
2.4.5 Medidas de fluxo térmico nos terminais de irradiação do reator IPR-R1
Usando a configuração atual do núcleo, foram realizados experimentos para medida do
fluxo térmico médio, na MESA GIRATÓRIA e no TUBO CENTRAL na posição de fluxo
máximo, para 6 níveis de potência do IPR-R1, entre 20 a 250kW [SOUZA, 2006]. Para isto
foram irradiadas folhas de ouro e cobalto, nuas e cobertas com cádmio. A análise do material
irradiado foi feita usando espectrômetros gama com detectores de HPGe. A perturbação do
fluxo pelo material absorvedor (cádmio), a depressão do fluxo pelas folhas absorvedoras e o
efeito de auto-blindagem foram considerados. Os resultados obtidos pelo autor estão
apresentados na Figura 2.18 e na Tabela 2.7.
Figura 2.18. Fluxo de nêutrons térmicos na MESA GIRATÓRIA para
vários níveis de potência [SOUZA, 2006].
33
Tabela 2.7 – Fluxo de nêutrons térmicos
no TUBO CENTRAL.
Potência (kW)
φ
φφ
φ
th
x10
12
(n.cm
-2
.s
-1
)
100
4,1 ± 0,3
250
8,8 ± 0,5
Fonte: SOUZA, 2006
2.4.6 Avaliação temporal do fluxo neutrônico no TRIGA IPR-R1
No Laboratório de Análise por Ativação Neutrônica do CDTN/CNEN, é aplicado
rotineiramente o método paramétrico k
0
mono padrão, para análise de radionuclídeos
produzidos nas irradiações da MESA GIRATÓRIA do IPR-R1 [MENEZES et al., 2003].
Neste método, três padrões de sódio são irradiados em posições aleatórias da MESA
GIRATÓRIA, simultaneamente com as amostras, em experimentos para determinação de
radionuclídeos de meia-vida média e longa, ou três padrões de sódio são irradiados na posição
número 40, posição de admissão de amostras, em experimentos para determinação de
radionuclídeos de meia-vida curta. Em 2006 foi realizado um trabalho onde se analisou a
atividade específica induzida (A
101
) em 521 destes padrões de sódio, irradiados entre os anos
de 2002 e 2006 [FERREIRA et al., 2007]. Os resultados apresentados nas Figuras 2.19 e 2.20,
mostram a grande estabilidade (flutuação de 4%) do fluxo de nêutrons, a 100kW, no período
analisado de 5 anos.
34
Figura 2.19 - A
esp
(A
101
) em padrões de Na , usados nos experimentos de AAN,
para análise de radionuclídeos de meia vida curta [FERREIRA et al., 2007].
Figura 2.20 - A
esp
(A101) em padrões de Na , usados nos experimentos de AAN,
para análise de radionuclídeos de meia vida média e longa [FERREIRA et al., 2007]
35
2.4.7 Fluxo neutrônico na MESA GIRATÓRIA do TRIGA IPR-R1
Usando a configuração atual do núcleo, foram realizadas em 2006 e 2007, 4
irradiações para medidas de atividade específica induzida em padrões de ouro líquido
(10,82 µg.mL
-1
) irradiados em 39 posições na MESA GIRATÓRIA do IPR-R1
[ZANGIROLAMI et al., 2007].
A Figura 2.21 mostra os resultados obtidos para esta série de quatro irradiações. A
linha contínua nos gráficos é um ajuste polinomial de sexta ordem, utilizados para se
comparar estes resultados com os de MENEZES e JAĆIMOVIĆ (2006).
0 10 20 30 40
10000
11000
12000
13000
14000
15000
16000
0 10 20 30 40
0 10 20 30 40
10000
11000
12000
13000
14000
15000
16000
0 10 20 30 40
06/07/2006
Posição de Irradiação na MG
03/08/2006
Atividade Específica Induzida (Bq.
µ
µ
µ
µ
g
-1
)
19/03/2007
03/03/2006
Figura 2.21 – A
esp
para os padrões de ouro em quatro medidas distintas
[ZANGIROLAMI et al., 2007].
36
Os resultados mostraram que a atividade específica induzida varia entre as posições da
mesa formando um perfil característico, em concordância com o trabalho de MENEZES e
JA
ĆIMOVIĆ (2006). As variações encontradas no valor de atividade entre as posições
individuais da mesa e também as diferenças encontradas entre uma irradiação e outra
motivaram o autor a fazer novas medidas, o que resultou no presente trabalho. As maiores
variações encontradas para a atividade específica induzida nos padrões de ouro nas quatro
medidas experimentais, relativas ao valor médio, foram de +5,5% para o valor máximo e de -
7,4% para o valor mínimo, ou uma variação entre o máximo e o mínimo de cerca de 13%. O
desvio padrão das médias das medidas na mesa foi de 1,3%.
2.4.8 Levantamento de parâmetros nucleares do reator TRIGA IPR-R1
Também usando a atual configuração do núcleo, foi realizado um trabalho que teve
como objetivo determinar vários parâmetros do IPR-R1, entre eles o fluxo térmico e
epitérmico em algumas das posições da MESA GIRATÓRIA (parada e em movimento) e no
TUBO CENTRAL (posição de máximo fluxo), visando à aplicação da técnica de ativação
neutrônica paramétrica k
0
[FRANCO, 2006]. Na determinação dos parâmetros foram usadas
soluções de Au, Lu e Zr. A Tabela 2.8 mostra os resultados obtidos para os valores de fluxo
no IPR-R1.
37
Tabela 2.8 – Parâmetros determinados no reator TRIGA IPR R1
LOCAL DE IRRADIAÇÃO
φ
φφ
φ
th
x10
11
(n.cm
-2
.s
-1
)
φ
φφ
φ
epi
x10
10
(n.cm
-2
.s
-1
)
MG
29 5,91 2,49
MG
30 5,66 2,33
MG
31 5,96 2,46
MG
32 5,82 2,32
MG
33 5,66 2,87
MG
34 5,67 2,54
MG
35 5,80 2,35
MG
36 5,95 2,55
Média
5,80 ± 0,13 2,49 ± 0,18
LOCAL DE IRRADIAÇÃO
φ
φφ
φ
th
x10
12
(n.cm
-2
.s
-1
)
φ
φφ
φ
epi
x10
11
(n.cm
-2
.s
-1
)
Média TC
2,85 ± 0,08 1,39 ± 0,53
Fonte: FRANCO, 2006
A Tabela 2.9, mostra um resumo das medidas de fluxo citadas para efeito de
comparação. Os valores listados para DALLE (2005), que calculou valores de fluxo para a
potência de 250kW, são valores estimados para a potência de 100kW, baseado no trabalho de
SOUZA (2006), onde é mostrado que o fluxo térmico é proporcional à potência do IPR-R1.
38
Tabela 2.9 – Comparativo de medidas e cálculos de fluxo na MG e TC no IPR-R1.
AUTOR
φ
φφ
φ
epi
x10
10
(n.cm
-2
.s
-1
)
NA MG (*)
φ
φφ
φ
th
x10
11
(n.cm
-2
.s
-1
)
NA MG (*)
φ
φφ
φ
epi
x10
11
(n.cm
-2
.s
-1
)
NO TC
(MÁXIMO)
φ
φφ
φ
th
x10
12
(n.cm
-2
.s
-1
)
NO TC
(MÁXIMO)
DALLE (2005) 7,2(**) 5,2(**)
MENEZES E
JAĆIMOVIĆ (2006)
2,91 6,3
SOUZA (2006) 6,6 ± 0,4 4,10
FRANCO (2006) 2,7 ± 0,4 5,9 ± 1,0 1,6 ± 0,4 2,9 ± 1,0
(*) – valor médio ;
(**) valor teórico estimado para 100kW;
2.5 ANÁLISE POR ATIVAÇÃO NEUTRÔNICA
Em um reator nuclear, como o TRIGA IPR-R1, as amostras colocadas nos terminais de
irradiação ficam expostas a um fluxo de nêutrons, característico daquele terminal. Dentre os
tipos de interação entre os nêutrons no terminal de irradiação e os núcleos dos elementos
presentes na amostra, está, como visto anteriormente, a captura neutrônica.
A taxa de reação por núcleo alvo, R, do radioisótopo formado é dada por
[DE CORTE, 1986]:
( ) ( )
dEEER
´
0
φσ
∫
∞
=
(2.5)
39
onde:
E é a energia do nêutron [eV];
σ
(E) é a seção de choque (n, γ) do núcleo alvo [cm
2
];
φ
´(E) é o fluxo por unidade de intervalo de energia [cm
-2
.s
-1
.eV
-1
].
A Figura 2.22 mostra a seção de choque de captura neutrônica do
197
Au. Pode-se notar
uma região em que σ(E) é proporcional a 1/√E. Como a energia do nêutron é proporcional a
v
2
, temos que nesta região “σ
σσ
σ(E)” é proporcional a “1/v”. A região seguinte apresenta vários
picos de ressonância sobrepostos.
Figura 2.22 – Seção de choque (n, γ) do
197
Au em função da energia [KAERI, 2009].
A Figura 2.23 representa o espectro típico de nêutrons em um reator térmico, como o
TRIGA IPR-R1.
40
Figura 2.23 – Representação da distribuição do fluxo em função da energia em um
reator térmico [DE CORTE, 1986].
O espectro da Figura 2.23 pode ser dividido em três regiões. A primeira delas, uma
região de baixa energia, é constituída de nêutrons moderados, em equilíbrio térmico com
o local em que estão. Esta região é matematicamente descrita como uma distribuição
de Maxwell-Boltzmann e tem um máximo em 0,0243eV, para uma temperatura de
20ºC. Esta energia corresponde a uma velocidade do nêutron de 2200m.s
-1
[AIEA, 1970; DE CORTE, 1986].
Uma região intermediária, chamada de epitérmica, em que os nêutrons estão ainda em
processo de moderação, com início de cerca de 0,35eV e se estendendo até cerca de
(10
4
– 10
5
) eV. O fluxo de nêutrons em um caso ideal é proporcional a 1/E. Em casos reais o
fluxo de nêutrons é proporcional a 1/E
(α +1)
, sendo “α” o desvio da distribuição ideal 1/E
[AIEA, 1970; DE CORTE, 1986].
A ultima região corresponde ao espectro de fissão, visto anteriormente na Figura 2.8.
Tem um máximo em cerca de 0,7MeV e pode ser matematicamente descrito pela distribuição
41
de Watt. Nesta faixa de energia a seção de choque de captura neutrônica, como visto nas
Figuras 2.11 e 2.22, é pequena de modo que na prática se despreza a contribuição destes
nêutrons para o processo de ativação neutrônica de amostras [AIEA, 1970; DE CORTE,
1986].
Pode-se notar que as funções
σ(E) e φ(E) são dependentes da interação do nêutron
incidente com o núcleo alvo e do local de irradiação. Na prática, adotam-se certas regras,
baseadas em determinadas características da interação nêutron-núcleo alvo, para determinação
da integral da equação 2.5. Este conjunto de regras é conhecido na literatura por “formalismo”
ou “convenção”, dentre os quais podemos destacar os de Høgdahl [HØGDAHL, 1962],
utilizado neste trabalho e o de Wescott [DE CORTE, 1986; FRANCO, 2006].
2.5.1 Convenção de Høgdahl
A convenção de Høgdahl, considera o conceito da energia de corte do cádmio. O
elemento cádmio natural possui 8 isótopos, sendo 5 radioativos. Destes o
113
Cd com uma
abundância relativa de 12,22% apresenta uma alta seção de choque de captura para nêutrons
com energia abaixo de cerca de 0,55eV e baixa seção de choque de captura para nêutrons com
energia acima desta energia.
A Figura 2.24 mostra a seção de choque de captura neutrônica do elemento cádmio
com uma transição brusca na energia de 0,55eV e que é devida justamente à ressonância do
113
Cd nesta energia. Este valor é referenciado na literatura como energia de corte do cádmio.
42
Figura 2.24 – Seção de choque total do Cd em função
da energia do nêutron [DE CORTE, 1986].
Quando irradiamos um nuclídeo dentro de uma cápsula de cádmio, a taxa de reação para
nêutrons de baixa energia, é muita baixa, pois o cádmio absorve quase todos os nêutrons
incidentes (subcádmio), devido à sua alta seção eficaz total para estes nêutrons, como mostra
a Figura 2.24. Em um caso ideal, o cádmio funciona como um filtro perfeito, bloqueando
todos os nêutrons com energia abaixo de certo valor e transmitindo todos os demais
(epicádmio). A Figura 2.25 ilustra este comportamento.
43
Figura 2.25 – Fatores de transmissão ideal e real do cádmio [DE CORTE, 1986].
O valor da energia de corte do cádmio é de cerca de 0,55eV, os nêutrons absorvidos ,
correspondem a nêutrons térmicos e os transmitidos a nêutrons epitérmicos.
Irradiando um elemento como o
197
Au em uma cápsula de cádmio de cerca de 1mm
de espessura e adotando o conceito da energia de corte do cádmio, a equação 2.5 pode ser
dividida em dois termos, representação esta conhecida como convenção de Høgdahl
[HØGDAHL, 1962]:
∫∫
∞
+=
Cd
Cd
E
v
dEEEdvvvR )()()()(
´
0
´
φσφσ
(2.6)
44
onde ,
R é a taxa de reação por núcleo alvo, do radioisótopo formado, [s
-1
];
E
Cd
é a energia de corte do cádmio, cerca de 0,55eV ;
V
Cd
é a velocidade do nêutron à energia E
Cd
, [cm.s
-1
];
σ
(v) seção de choque (n,γ) à velocidade do nêutron, v, [cm
2
];
φ
´(v) fluxo de nêutrons por unidade de velocidade, [cm
-3
], à velocidade do nêutron, v;
E é a energia do nêutron incidente [eV];
σ
(E) é seção de choque (n,γ) do núcleo alvo [cm
2
]
à energia do nêutron E;
φ
´(E) é o fluxo por unidade de intervalo de energia [cm
-2
.s
-1
.eV
-1
]
à energia do nêutron E.
Das considerações feitas anteriormente sobre:
• comportamento da seção de choque (n, γ) do nuclídeo alvo em função da energia do
nêutron incidente;
• do espectro típico de nêutrons em um reator térmico, como o IPR-R1;
• do comportamento do fluxo de nêutrons em nuclídeos irradiados sob cápsulas de cádmio,
podemos escrever a equação 2.6 como [AIEA, 1987; DE CORTE, 1986]:
)
(
Repiththepith
I
R
R
R
φ
σ
φ
+
=
+
=
(2.7)
onde,
R
th
=
φ
th
.
σ
th
é a taxa de reação induzida por nêutrons com energia até E
Cd
(térmicos), [s
-1
];
R
epi
=
φ
epi
. I
R
é a taxa de reação induzida por nêutrons com energia acima
de E
Cd
(epitérmicos), [s
-1
];
σ
th
é a seção de choque média de captura radioativa para nêutrons com energia até
E
Cd
(térmica) do núcleo alvo, [cm
2
];
φ
th
e
φ
epi
são as taxas médias (térmicas e epitérmicas) , respectivamente, de fluxo de nêutrons,
no local onde a amostra está inserida, [n.cm
-2
.s
-1
];
I
R
é a integral de ressonância de captura radioativa para um espectro epitérmico 1/E
do núcleo alvo, [cm
2
].
45
Os valores de
σ
th
e I
R
, para o
197
Au, adotados internacionalmente são
[MUGHABGHAB, 2003]:
σ
th
= (98,65 ± 0,09) x10
-24
cm
2
I
R
= (1550 ± 28) x10
-24
cm
2
2.5.2 Atividade induzida
Quando do processo de ativação neutrônica, a atividade induzida será o resultado entre
a diferença entre os processos de formação do nuclídeo radioativo e do decaimento do
elemento formado em outro não radioativo (estável). A Figura 2.26 ilustra este processo. No
início da irradiação, a atividade cresce não linearmente com o tempo e tende para um valor
denominado atividade de saturação. Isto ocorre porque no início a taxa de formação é maior
que a taxa de desintegração do nuclídeo formado. Com o tempo elas tendem a se igualar e a
atividade induzida não mais aumentaria. Na prática, com um tempo de irradiação em torno de
4 meia-vida (T
1/2
) do nuclídeo formado, se atinge cerca de 94% da atividade de saturação.
Figura 2.26 – Representação da atividade induzida em uma
amostra irradiada por um fluxo de nêutrons.
46
A equação geral da atividade induzida é dada pela equação 2.8 [FERREIRA e
KASTNER, 2005]:
(
)
t
t
eNRA
λ
−
−= 1
(2.8)
onde:
A
t
é a atividade induzida em uma amostra irradiada durante o intervalo de tempo t, [Bq];
N é o número de núcleos alvos na amostra;
R é a taxa de reação por núcleo alvo, do radioisótopo formado, [s
-1
];
λ
é a constante de decaimento do nuclídeo formado, [s
-1
];
)-(1
irr
t
e
λ
−
é conhecido como Fator de Saturação (S) e tende para 1 quando t tende para
infinito.
Baseado na equação 2.8 e na convenção de Høgdahl, equação 2.7, a atividade induzida
por um fluxo de nêutrons em uma amostra, A
0,
no final do tempo de irradiação t
irr
, é dada por:
)-(1 )(
0
irr
t
Repithth
eINA
λ
φσφ
−
+=
(2.9)
Portanto, a atividade de saturação, limite de A
0
, quando t
irr
tende para infinito, será
dada por:
)
(
Repithths
I
N
A
φ
σ
φ
+
=
(2.10)
47
2.5.3 Espectrometria gama
A análise por espectrometria gama, consiste em se utilizar um conjunto de hardware e
software, que vão obter dados da taxa de desintegração do radioisótopo formado (atividade),
caracterizando os fótons gama emitidos através da obtenção de um espectro gama.
Para determinarmos a atividade induzida ao final da irradiação, as amostras são
levadas para um sistema de espectrometria gama, para contagem. A Figura 2.27 mostra as 3
fases do processo a que são submetidas as amostras irradiadas:
• uma fase de ativação, do tempo t = 0 até t = t
irr
;
• uma fase de decaimento, do tempo t = t
irr
até t = t
1
;
• a fase de contagem, do tempo t = t
1
até t = t
2
.
Figura 2.27 – Representação da atividade induzida, seguida de decaimento,
em uma amostra irradiada por um fluxo de nêutrons [KNOLL, 1979].
48
A Figura 2.28 mostra um espectro típico obtido na fase de contagem da amostra
irradiada.
Figura 2.28 – Representação de um espectro típico
obtido de um emissor gama [ORTEC, 1984].
O dado de interesse a ser obtido do gráfico da Figura 2.28 é a área sob o fotopico
correspondente ao fóton a ser analisado. O software do sistema fornece a área total sob o
fotopico de interesse, com a incerteza associada. Para o caso do
198
Au a transição gama
pertinente é a de 411,8keV.
49
A taxa de contagem da amostra no sistema de espectrometria gama é proporcional à
atividade da mesma e dada por [FERREIRA e KASTNER, 2005]:
)(
)(
tAI
dt
tdC
γ
ε
= (2.11)
onde,
C é o total de contagens em um dado intervalo de tempo;
ε
é a eficiência de contagem no fotopico;
I
γ
é a probabilidade de emissão gama;
A(t) é a atividade da amostra em um instante de tempo t.
O cálculo da atividade induzida é então dado pela equação [DE CORTE, 1986;
PROFIO, 1976]:
( )
md
tt
p
eeI
N
A
λλ
γ
ε
λ
−−
−
=
1
0
(2.12)
onde:
A
0
é a atividade induzida ao final de uma irradiação [Bq];
t
d
é o intervalo de tempo entre o fim da irradiação e o início da contagem ou (t
1
– t
irr
) [s];
t
m
é o tempo de contagem, (t
2
-t
1
), [s];
λ
é a constante de decaimento do nuclídeo formado, [s
-1
];
N
p
é o número de contagens totais do fotopico, no intervalo t
m
;
e-
λtd
é o fator de decaimento ;
50
2.6 CÁLCULO DO FLUXO DE NÊUTRONS EPITÉRMICOS NOS TERMINAIS DE
IRRADIAÇÃO
Irradiando-se uma amostra sob um filtro de cádmio e desprezando a ativação por
alguns nêutrons térmicos, já que o “filtro” não é perfeito, a equação 2.9 se torna
[MARETTI JR, 1983]:
)-(1
0
irr
t
Repi
eINA
λ
φ
−
=
(2.13)
N, o número de núcleos alvos (estável) na amostra, pode ser obtido pela equação:
M
w
N
N
a
)
(
θ
=
(2.14)
onde:
N
a
é o numero de Avogadro;
w a massa em gramas da amostra;
M a massa atômica do radioisótopo formado;
θ
é a abundância isotópica do nuclídeo alvo.
As equações (2.13) e (2.14) permitem a determinação direta do fluxo epitérmico,
φ
epi
.
2.7 CÁLCULO DO FLUXO DE NÊUTRONS TÉRMICOS NOS TERMINAIS DE
IRRADIAÇÃO
Antes de apresentar o cálculo do fluxo térmico nos terminais de irradiação, são
apresentados alguns conceitos.
51
Para um dado nuclídeo, a razão entre a integral de ressonância e a seção de choque
(n, γ) é dada pelo parâmetro
Q
0
[DE CORTE, 1987]:
Q
0
= I
R
/
σ
th
(2.15)
onde:
I
R
é a integral de ressonância de captura radioativa para um espectro 1/E do núcleo alvo,
[cm
2
];
σ
th
é a seção de choque média de captura radioativa para nêutrons com energia até E
Cd
(térmica) do núcleo alvo, [cm
2
].
F
Cd,
é o fator de transmissão de nêutrons epitérmicos, sendo definido como a razão
entre a atividade específica induzida em uma amostra irradiada sob uma cápsula de cádmio e a
atividade específica induzida por nêutrons epitérmicos na mesma amostra irradiada sem a
cobertura de cádmio. Para muitas combinações de cápsulas de cádmio e nuclídeos irradiados,
F
Cd
é igual a 1
.
Este valor geralmente é determinado experimentalmente [BECKURTS e
WIRTZ, 1964; DE CORTE, 1986; PROFIO, 1976].
A atividade específica induzida, A
esp
, é definida como:
A
esp
= A
i
/ w
(2.16)
Onde:
A
i
é a atividade induzida em uma amostra irradiada em um fluxo de nêutrons [Bq];
w é a massa da amostra [g].
A razão de cádmio, R
Cd
, é definida como:
R
Cd
= A
esp_nua
/ A
esp_Cd
(2.17)
52
onde:
A
esp_nua
é a atividade específica induzida por um fluxo de nêutrons em uma amostra
irradiada nua [Bq];
A
esp_Cd
é a é a atividade específica induzida por um fluxo de nêutrons na mesma amostra
irradiada sob cobertura de cádmio [Bq].
O parâmetro
f
, é definido como:
f =
φ
th /
φ
epi
(2.18)
onde
φ
th
e
φ
epi
são as taxas médias (térmicas e epitérmicas) , respectivamente, de fluxo de
nêutrons, no local onde a amostra está inserida, [n.cm
-2
.s
-1
];
As grandezas apresentadas acima estão relacionadas [DE CORTE, 1986]:
f = Q
0
* (R
Cd
– F
Cd
)
(2.19)
Na equação 2.19, para um dado local de irradiação, contendo uma amostra submetida a
um fluxo estável de nêutrons, irradiada nua e depois, nas mesmas condições, irradiada sob um
filtro de cádmio, os valores de Q
0
, F
Cd
e R
Cd
são constantes e podem ser determinados
experimentalmente [DE CORTE, 1986]. Portanto o valor do fluxo térmico em um local de
irradiação pode ser obtido a partir do valor do parâmetro
f
e do valor do fluxo epitérmico
neste local, ou seja da equação (2.18), temos que:
φ
th
= f .
φ
epi
(2.16)
53
3 MATERIAIS E MÉTODOS
3.1 MATERIAIS
3.1.1 Amostras
As amostras utilizadas em todas as 16 irradiações deste trabalho, realizadas entre
4/3/2008 e 16/10/2008, para obtenção da atividade específica induzida na MESA
GIRATÓRIA, no TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS e no TUBO CENTRAL do IPR-R1,
consistem de um material certificado, fabricado por Institute for Reference Materials and
Measurements, código IRMM-530R. O material consiste de uma liga de Al-Au (0,1%)
[IRMM, 2007]. A sua composição e técnica de fabricação reduz os efeitos de auto-blindagem
do fluxo de nêutrons pela amostra, no local onde ela é inserida [INGELBRECHT e
PEETERMANS, 1991].
O material de referência é fornecido originalmente na forma de uma folha de 100 cm
2
por 0,1mm de espessura. Para os experimentos, o material foi cortado em discos de 1 cm de
diâmetro. A Figura 3.1 mostra parte das amostras utilizadas neste trabalho.
Figura 3.1 – Foto de parte das amostras utilizadas nos experimentos.
54
Cada uma das amostras possui massa de cerca de 23mg, o que implica em cerca de
23
µ
g de
197
Au. De acordo com o certificado do material, a massa mínima recomendada para
as amostras é de 10mg.
Depois do corte, procedeu-se à pesagem, por três vezes, de cada amostra em uma
balança de precisão de 4 dígitos, com o objetivo de se usar os valores médios. Os discos foram
divididos em grupos denominados “A”, “B” e “TC”. Os grupos “A” e “B” possuíam 40
amostras, sendo 39 para a MESA GIRATÓRIA e uma para o TERMINAL PNEUMÁTICO
DOIS. O grupo “TC” possuía 3 amostras, “TC81”, “TC82” e “TC83” (trabalhou-se com 3
amostras para irradiações no TUBO CENTRAL a fim de aumentar o espaço de tempo entre as
irradiações de uma mesma amostra, já que estas ficavam muito ativadas, quando irradiadas).
O objetivo da divisão das amostras em grupos foi minimizar os efeitos da atividade residual
presente em cada amostra, a partir da segunda irradiação de cada conjunto, como será
explicado mais à frente neste Capítulo. Assim na primeira irradiação se usou o grupo “A” e o
“TC81”; na segunda irradiação, o grupo “B” e o “TC82”; na terceira irradiação o grupo “A” e
o “TC81” novamente e assim sucessivamente.
Para as medidas de atividade epitérmica induzida, as amostras foram inseridas em
cápsulas de cádmio padrão, de 1 mm de espessura, já existentes no CDTN/CNEN. Neste
trabalho, o fator de cádmio, F
Cd
, não foi medido experimentalmente, pois para isto seriam
necessárias cerca de 6 novas irradiações [ELNIMR, 1990]. ELNIMR (1990) obteve para uma
amostra de massa total de 180
µ
g de liga Al-Au(0,5%) em formato de fio, irradiada nua e
dentro de uma cápsula de cádmio de 1mm de espessura, o valor de 0,992 ± 0,009 para o fator
de cádmio. Devido a semelhança dos materiais, este valor foi utilizado neste trabalho.
Antes de serem levadas ao reator, as amostras eram acondicionadas em tubos de
polietileno e estes eram colocados em porta-amostras apropriados. A Figura 3.2 mostra os
diversos tipos de porta amostras utilizados neste trabalho nas irradiações no IPR-R1.
55
Figura 3.2 - A) Amostras acondicionadas em tubos de polietileno
para irradiações na MG.
B) Tubos de polietileno acondicionados em porta-amostras
de poliestireno para irradiações na MG.
C) – Os diversos tipos de porta-amostras empregados.
Para medidas com cádmio, as cápsulas eram envoltas em papel alumínio, a fim de
evitar a abertura das mesmas durante o manuseio e colocadas no porta-amostras de alumínio
mostrado na Figura 3.2C.
56
3.2 MÉTODOS
A metodologia utilizada nos experimentos deste trabalho, é mostrada na Figura 3.3, na
forma de um fluxograma. Cada item será detalhado nos parágrafos seguintes deste Capítulo.
IRRADIAÇÃO / RE-IRRADIAÇÃO
1 até 7
Perfil da A
esp
na MG
A
esp
no TP2
Influência TC na MG
Influência estado reator
8 até 15 Medidas de f (MG, TP2,TC)
Medidas de fluxo (MG, TP2, TC)
16 Medidas f na MG
ESPECTOMETRIA GAMA
Área sob Fotopico
Incerteza da área
TRATAMENTO
DOS DADOS
Planilha Excel
A
esp
, Fluxo
Incertezas
Desvio Padrão
Software Origin
gráficos
DECAIMENTO
Reator: Decaimento
28
Al
Laboratório: Otimização tempo
morto
Figura 3.3 – Metodologia dos experimentos.
3.2.1 Ativação neutrônica do material de referência irradiado
3.2.1.1 Irradiações e re-irradiações das amostras
Como visto no item 2.3, uma das formas de interação do nêutron com a matéria é a
reação de captura radioativa. O nêutron incidente é capturado pelo núcleo alvo, que fica em
estado excitado que então, emite partículas
β
-
e radiação gama. As interações nêutron
nuclídeos alvos de interesse neste trabalho são:
13
Al
27
+
0
n
1
(
13
Al
28
)*
14
Si
28
+
β
- +
γ
(3.1)
79
Au
197
+
0
n
1
(
79
Au
198
)*
80
Hg
198
+
β
- +
γ
(3.2)
57
onde:
(*) denota que o nuclídeo formado é instável e irá decair conforme indicado à direita da seta;
0
n
1
é o nêutron incidente;
β
- é a radiação beta(-) emitida;
γ
é a radiação gama emitida .
ou abreviadamente
AlnAl
2827
),(
γ
(3.3)
AunAu
198197
),(
γ
(3.4)
O nuclídeo
28
Al, formado segundo a equação 3.1, possui uma meia-vida de 2,2
minutos e decai para o
28
Si através de uma emissão gama de 1778keV (probabilidade 100%).
Este decaimento não foi medido neste trabalho.
A Figura 3.4 representa o esquema de decaimento do nuclídeo
198
Au, mostrando as
emissões β- e γ [NNDC, 2009]. A energia gama de interesse para este trabalho, é a de
411,8 keV, que tem uma probabilidade de emissão de cerca de 99%.
Figura 3.4 – Esquema de decaimento do nuclídeo
198
Au [NNDC, 2009].
58
3.2.1.2 Experimentos nos terminais de irradiação do reator IPR-R1
A parte experimental deste trabalho consistiu de 16 irradiações de amostras no
IPR-R1. Atualmente, nas operações do reator IPR-R1, o tempo de irradiação é medido através
de um relógio mecânico fixado na parede atrás da mesa de operação. Portanto existe um erro
de leitura dos tempos de irradiação. Como isto não pode ser quantificado, neste trabalho se
adotou um tempo de irradiação de exatamente 1 hora, nas irradiações de 1 até 15. Este é o
tempo decorrido entre o início e o fim da criticalidade do reator.
As irradiações de 1 até 7 objetivaram a avaliação do perfil e da estabilidade do fluxo
neutrônico na MESA GIRATÓRIA. Dentre as variáveis destas medidas, estavam:
•
a presença ou ausência do TUBO CENTRAL;
•
caso o TUBO CENTRAL estivesse presente, se continha amostras nuas ou em cápsulas de
cádmio;
•
a condição quente ou fria do IPR-R1, ou seja se havia operado ou não no dia anterior ao da
irradiação em questão.
Também nas irradiações de 1 até 7 houve a presença de amostras nuas no TERMINAL
PNEUMÁTICO DOIS, para medidas de atividade específica induzida no mesmo.
As irradiações de 8 até 15 objetivaram:
•
melhorar as estatísticas das medidas de 1 até 7;
•
obter uma estimativa da razão de cádmio nos terminais de irradiação para cálculo do
parâmetro
f
nos mesmos.
A Irradiação 16 objetivou especificamente a medida do parâmetro
f
na MESA
GIRATÓRIA em condições idênticas do reator IPR-R1 (posição de barras, fluxo, etc.). Para
isto, nesta irradiação, procedeu-se primeiramente à partida do IPR-R1 sem nenhuma amostra
na MESA GIRATÓRIA, até a potência de 100kW. Uma vez crítico, irradiou-se uma amostra
nua na posição 10 da MESA GIRATÓRIA, por 5 minutos e depois se procedeu à retirada da
mesma. Depois se irradiou uma amostra de mesma massa da primeira, em cápsula de cádmio,
na mesma posição (10), também por 5 minutos. O procedimento foi repetido para as posições
20, 30 e 40 da MESA GIRATÓRIA. De modo análogo, foram feitas irradiações nas posições
5, 15, 25 e 35 da MESA GIRATÓRIA. As amostras foram contadas no mesmo dia, após
decaimento do
28
Al. Os tempos de trânsito das amostras, entre o terminal de admissão,
59
posição 40 e o local onde eram irradiadas, foram de cerca de 10s e portanto a ativação das
amostras durante estes intervalos puderam ser desconsideradas, em função do tempo total de
irradiação de 300s. O tempo total de criticalidade do IPR-R1 nesta irradiação, foi de 2 horas e
55 minutos.
A metodologia usada para as irradiações 1 a 15 nos terminais do IPR-R1 é a descrita a
seguir.
Para irradiações na MESA GIRATÓRIA, as amostras, dentro dos porta-amostras
adequados, são inseridas na mesma através de um tubo de admissão, Figura 2.4 e levadas até a
posição de irradiação por um mecanismo que gira a mesa. Para preservar este mecanismo sua
movimentação é feita manualmente e geralmente apenas em um sentido. A posição
convencionada número 4, não está em uso no momento. Neste trabalho, as medidas nesta
posição foram obtidas através da interpolação dos valores obtidos das posições 3 e 5 (valor
médio).
Para irradiações no TUBO CENTRAL, que normalmente não está inserido no núcleo,
é feita a sua inserção manual antes da partida do reator. Logo após é feita a inserção da
amostra a ser irradiada, dentro do porta-amostras de alumínio, conforme mostra a Figura 3.5.
Figura 3.5 – Inserção do porta-amostras no TC.
60
O TUBO CENTRAL possui ajustes e marcas de referências, para que a amostra possa
ser posicionada em qualquer posição no núcleo. Nas irradiações de 6 até 14, as medidas foram
feitas com amostras na posição central do tubo, a de máximo fluxo.
Para irradiações no TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS, as amostras já acondicionadas
no porta-amostras apropriado, são levadas até uma sala onde está localizada a extremidade do
tubo de acesso ao TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS, conforme mostra a Figura 3.6. O
operador liga o sistema de sucção e a amostra é levada até a posição de irradiação neste
terminal. Ao final da irradiação, o operador retira a amostra que é sugada através de outro
tubo, que se encontra próximo ao tubo de admissão.
Figura 3.6 – Tubo de inserção de amostras no TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS.
61
A Tabela 3.1 lista todas as 16 irradiações efetuadas no reator IPR-R1.
Tabela 3.1 – Sumário dos experimentos efetuados no reator TRIGA IPR-R1.
IRRADIAÇÃO
AMOSTRAS
NA MG
AMOSTRAS
NO TP2
AMOSTRAS
NO TC
ESTADO DO
REATOR
1 39 Nua TC ausente Quente
2 39 Nua TC ausente Quente
3 39 Nua TC ausente Frio
4 39 Nua TC ausente Quente
5 39 Nua TC ausente Quente
6 39 Nua Nua Quente
7 39 Nua Cd Frio
8 35 Nuas, 4 Cd Nua Nua Quente
9 35 Nuas, 4 Cd Nua Nua Quente
10 39 Nua Cd Quente
11 35 Nuas, 4 Cd Nua Nua Quente
12 35 Nuas, 4 Cd Nua Nua Quente
13 39 Cd Nua Frio
14 39 Nua Nua Frio
15 35 Nuas, 4 Cd Cd TC ausente Quente
16 8 Nuas, 8 Cd - - -
Na Tabela 3.1, a segunda coluna indica o tipo e a quantidade de amostras utilizadas
nas irradiações na MESA GIRATÓRIA. As colunas 3 e 4 indicam o mesmo da coluna 1 para
o TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS e o TUBO CENTRAL respectivamente. Na coluna 5 o
62
termo “frio” significa que o reator não operava à pelo menos 5 dias e o termo quente significa
que ocorreu no dia anterior uma irradiação de 8 horas.
3.2.1.3 Atividade residual nas re-irradiações
Em um caso ideal, as amostras irradiadas no IPR-R1 deveriam esperar um tempo de
decaimento de cerca de 10 meias-vidas, aproximadamente 27 dias para o nuclideo
198
Au, para
terem atividade residual desprezível e serem novamente irradiadas. Devido ao cronograma e
ao agendamento do reator e do Laboratório de Análises por Ativação Neutrônica do
CDTN/CNEN, isto não foi possível. A solução foi permitir a re-irradiação das amostras
quando ainda tinham um valor de atividade residual significativa, dividindo as mesmas em
grupos:
•
“A” e “B” para irradiações na MESA GIRATÓRIA (39 amostras cada grupo) e
TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS (uma amostra cada grupo);
•
“TC”, para irradiações no TUBO CENTRAL (3 amostras).
Isto feito, quando um grupo era irradiado, o outro já havia sido contado e estava em
processo de decaimento. Sendo assim apenas na primeira e segunda irradiação, as amostras
não apresentaram atividade residual. A partir da terceira irradiação e pelo fato de se
reaproveitar as mesmas amostras, estas ainda tinham alguma atividade, decorrente do
decaimento do
198
Au formado na irradiação anterior.
A Figura 3.7 ilustra o processo de ativação e decaimento das amostras no caso de
re-irradiações e o valor da atividade residual que deve ser levado em consideração nos
cálculos de atividade [MEDNIS, 1971].
63
Figura 3.7 – Atividade induzida, no caso de irradiações intermitentes
[adaptado de MEDNIS, 1971].
Na Figura 3.7, na primeira irradiação no IPR-R1, em amostras do grupo “A”, a
atividade induzida ao final do tempo t
irr
é representada por A
0
e foi medida pelo sistema de
espectrometria gama “D4”, do CDTN/CNEN. Em uma irradiação subseqüente para amostras
do grupo “A”, no caso a irradiação 3, a atividade induzida entre os instantes t
A
e t
B
, medida
pelo mesmo sistema de contagem “D4”, foi A
1
. Para cálculo da nova atividade induzida, foi
descontada a atividade residual, que é o resultado do decaimento de A
0
entre os instantes t
irr
e
t
A
. O mesmo procedimento foi adotado nas irradiações posteriores.
3.2.2 Decaimento da atividade induzida
Ao final das irradiações no IPR-R1, as amostras permaneciam certo tempo nos
terminais de irradiação, a critério dos operadores, para decaimento do
28
Al formado. Como a
meia vida do mesmo é de cerca de 2,24 minutos, após aproximadamente meia hora,
praticamente todo
28
Al formado decai.
Em seguida, as amostras foram levadas para o Laboratório de Análises por Ativação
Neutrônica do CDTN/CNEN. É feito então um teste de contagem com uma das amostras
irradiadas para determinação do “tempo morto”. Este deve ser inferior a 5%, caso contrário o
erro nas contagens se torna muito grande, por estar o detector “saturado” com a grande
quantidade de fótons gama recebidos.
64
Com o intuito de conciliar as condições da contagem das amostras e o agendamento do
Laboratório de Análises por Ativação Neutrônica do CDTN/CNEN, nos experimentos de 1 até
15, o tempo médio de espera para contagem de amostras irradiadas na MESA GIRATÓRIA e
no TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS foi de cerca de dois dias. Para as amostras do TUBO
CENTRAL, o tempo médio de espera foi de cerca de 8 dias. As amostras irradiadas sob
cádmio possuíam uma atividade induzida bem menor que as amostras irradiadas nuas e para
se obter valores de área do fotopico significativos, foram feitos ajustes nos tempos de
contagem destas amostras (tempos maiores).
As amostras irradiadas na MESA GIRATÓRIA na irradiação 16 foram contadas no
mesmo dia, pois permaneceram apenas cerca de 5 minutos no IPR-R1.
3.2.3 Espectrometria gama
Após as irradiações e depois de certo tempo para decaimento da atividade induzida, as
amostras eram processadas pelo sistema de espectrometria gama “D4”, do Laboratório de
Análises por Ativação Neutrônica do CDTN/CNEN, como será descrito a seguir:
3.2.3.1 Obtenção dos espectros
O sistema de espectrometria gama denominado “D4”, do Laboratório de Análises por
Ativação Neutrônica do CDTN/CNEN, como mostra Figura 3.8, é um conjunto de hardware e
software, interconectados, a fim de permitir a obtenção de espectros gama do material
irradiado no IPR-R1.
65
Figura 3.8 – Foto do sistema “D4” para análise por espectrometria gama do
CDTN/CNEN.
Na Figura 3.8 podemos destacar os seguintes componentes:
Posicionador de amostras:
nos experimentos foi utilizado o de 10 cm.
Blindagem:
de chumbo, modelo “Serie 747”, Canberra®.
Refrigeração do Detector:
feita por meio do criostato Canberra 7500SL, que contém em
seu interior nitrogênio líquido.
Detector:
HPGe, Canberra®, GC5019 com pré-amplificador 2002CSL, eficiência de
contagem de 50% e resolução de 1,85 keV para a energia 1332 keV do
60
Co.
A Figura 3.9 mostra a curva de eficiência do detector utilizado, fornecida pelo
Laboratório de Análises por Ativação Neutrônica do CDTN/CNEN.
66
4,0 4,5 5,0 5,5 6,0 6,5 7,0 7,5 8,0
-6,5
-6,0
-5,5
-5,0
-4,5
ln eficiência
ln energia
Figura 3.9 – Curva de eficiência do detector “D4”, geometria de 10cm
.
A linha contínua representa um ajuste polinomial de sexta ordem
.
A partir da curva de eficiência, mostrada na figura acima, para o fotopico de 411,8keV
do
198
Au, encontra-se um valor de eficiência de contagem de 0,00510.
Sistema de Aquisição de Dados:
Composto pelo equipamento DSA2000 e o software
Genie2000, ambos da Canberra®. O equipamento é um analisador digital de espectros, que
possui integrado em seu interior um analisador multicanal, fonte de alta tensão, processador
digital de sinal, etc. O Genie2000 é um conjunto de ferramentas de software para adquirir e
analisar espectros de equipamentos analisadores multicanais (MCA), como o DSA2000. Suas
funções incluem o controle do MCA, visualização, relatórios e tratamento básico dos
espectros adquiridos.
Para a contagem das amostras, as mesmas eram introduzidas no posicionador de
amostras de 10cm no local apropriado dentro da blindagem da Figura 3.8. Para o caso das
amostras cobertas com cápsulas de cádmio, estas eram primeiramente abertas em local
apropriado da sala de contagens e colocadas em porta-amostras de polietileno. As cápsulas de
67
cádmio utilizadas eram colocadas em blindagens de chumbo, para decaimento, até posterior
utilização.
O tempo de contagem era ajustado para obter cerca de 60.000 contagens sob o foto-
pico gama de 411,8keV do
198
Au. Após cada contagem os espectros obtidos no formato
“CAM files”, extensão “.CNF”, do software Genie2000, eram salvos no disco rígido do
microcomputador. Os espectros obtidos, tinham um primeiro tratamento no próprio software
Genie2000.
Os dados de interesse para este trabalho foram a área sob o fotopico de 411,8keV, o
valor da incerteza desta medida, o valor do tempo morto , a data e a hora da contagem. Estes
valores foram obtidos por uma rotina de análise dentro do software e enviados para a área de
transferência do Windows e copiados para um editor de textos.
3.2.3.2 Tratamento do background
As contagens feitas pelo sistema de espectrometria gama incluem contagens não
procedentes da amostra irradiada, tais como contagens espúrias devido ao ruído eletrônico,
raios cósmicos, etc. conhecidas na literatura como contagens de background (BG). A equação
2.12, que dá a atividade induzida em uma amostra ao final de uma irradiação, só é valida se o
background for zero ou desprezível. Caso contrário é preciso subtrair da variável N
p
(número
de contagens totais do fotopico, no intervalo de contagem) as contagens relativas ao
background [PROFIO, 1976].
Neste trabalho, antes da contagem de cada série de amostras, foi realizada uma
contagem do background em um intervalo de tempo de igual duração ao daquele utilizado
para a contagem das amostras.
68
3.2.3.3 Atenuação da radiação gama pelo porta-amostras
A fim de se evitar o manuseio direto das amostras ativadas, as mesmas foram contadas
dentro do porta-amostras de polietileno, como é feito rotineiramente com as amostras
processadas pelo Laboratório de Análises por Ativação Neutrônica do CDTN/CNEN. A perda
de contagens devido à atenuação da radiação gama nesta situação é muito pequena. Esta
atenuação não foi medida experimentalmente, mas pode-se fazer uma avaliação da mesma
através dos dados do certificado do material utilizado.
Para avaliação da atenuação, usaremos a relação abaixo [KNOLL, 1979]:
x
0
eII
.
.
µ
−
=
(3.5)
onde:
I é a intensidade da radiação após passar em um absorvedor;
I
0
é a intensidade da radiação antes de entrar no absorvedor;
µ
é o coeficiente de atenuação linear [cm
-1
];
x é a espessura do absorvedor [cm].
O coeficiente de atenuação linear é dado por:
ρ
µ
µ
m
=
(3.6)
onde,
µ
m
é o coeficiente de atenuação mássico [cm
2
.g
-1
];
ρ
é a densidade do material utilizado [g.cm
-3
].
69
Para o porta-amostras de polietileno utilizado nos experimentos, os dados do material
são os seguintes:
•
ρ
= 0,96 g.cm
-3
(segundo o certificado emitido pelo fabricante “Rio Polímeros S.A.”)
•
µ
m
= 0,109 cm
2
.g
-1
[HUBBELL e SELTZER, 2009].
Portanto, para um porta-amostras de 0,1cm de espessura, a razão I/I
0
é dada por:
99,0
0
≅II
(3.7)
A equação (3.7) indica uma atenuação de aproximadamente 1%. Neste trabalho, estas
atenuações foram desconsideradas.
3.2.4 Tratamento dos dados
3.2.4.1 Tratamento de erros
Para as grandezas de interesse deste trabalho, na avaliação da propagação das
incertezas, o método geral é usar as derivadas parciais. Assim, se z é uma função de x, y, w,
..., que são variáveis independentes, a incerteza da mesma é dado por [ABNT, 1998]:
2
1
2
2
2
2
2
2
...
+
∂
∂
+
∂
∂
+
∂
∂
= w
w
Z
y
y
Z
x
x
Z
Z
σσσσ
(3.8)
onde
σ
Z,
σ
x,
σ
y,
σ
w, etc, são as incertezas de Z, x, y, w, etc.
Assim sendo as principais expressões para cálculo da incerteza foram:
Incerteza da atividade específica induzida:
Das equações 2,12 e 2.17, temos que:
70
w
A
A
esp 0
=
(3.9)
onde,
A
0
é a atividade induzida ao final de uma irradiação [Bq];
w, é a massa da amostra irradiada [g].
Das equações (3.8) e (3.9) e considerando que
t
d
+t
m
~ t
d
, pois
t
m
<< t
d
, as derivadas
parciais nos levam à seguinte equação:
( )
( )
22
2
2
2
2
2
2
2
22
22
2
λ
θ
γ
ε
λσσ
σ
θ
σ
γ
σ
ε
σσ
σσ
+++++++=
d
m
pesp
td
m
t
W
p
N
esp
A
t
t
w
N
A
(3.10)
Na equação 3.10, os erros nos tempos de medição,
t
m
e
t
d,
são muito pequenos e
portanto
σ
tm
~ σ
td
~ zero
. As incertezas devido à
λ
e
γ
são desprezíveis [HERMAN e
NICHOLS, 1998] e a incerteza de
θ
é nula [NIST, 2009]. A equação 3.10 pode ser escrita
como:
22
2
+
+
≈
wNA
w
p
N
esp
A
pesp
σ
ε
σ
σσ
ε
(3.11)
Incerteza do fluxo epitérmico
Das equações (2.10) e (3.8), o cálculo das derivadas parciais nos mostra que:
( )
( )
( )
( )
222
2
2
2
11
−
+
−
+
+
+
+
+
=
−
−
−
−
irr
irr
irr
irr
R
t
t
tirr
t
t
irr
R
I
a
Na
M
esp
Aesp
epi
epi
e
e
e
et
INMA
λ
λ
λ
λ
λθ
φ
λσσ
σ
θ
σσσ
σ
φ
σ
(3.12)
71
De modo similar ao visto no item anterior, temos que as incertezas na massa atômica,
M, no número de Avogadro, Na, na constante de decaimento do
198
Au,
γ
; e no tempo de
irradiação, t
irr
são desprezíveis [NIST, 2009; HERMAN e NICHOLS, 1998; FERREIRA
et al., 2007]. A incerteza de
θ
é nula [NIST, 2009] e portanto:
2
2
+
=
R
I
esp
Aesp
epi
epi
IA
R
σ
σ
φ
σ
φ
(3.13)
Incerteza do parâmetro
f
na MESA GIRATÓRIA
Das equações (2.20) e (3.8), temos que:
2
22
0
0
−
+
−
+
=
CdCd
Cd
CdCd
RQ
f
FR
F
FRQf
Cd
σ
σσ
σ
(3.14)
Incerteza do fluxo térmico
Da definição de
f
e da equação (3.8), temos que:
2
2
+
=
epi
epif
th
th
f
φ
σσ
φ
σ
φ
φ
(3.15)
72
3.2.5 Dados coletados, planilha de cálculo e gráficos
Ao final das 16 irradiações no IPR-R1 e da análise por espectrometria gama, os
seguintes dados estavam disponíveis:
•
as massas e seus valores de incertezas, dos nuclídeos
198
Au presentes nas amostras
irradiadas;
•
a data e a hora do inicio e do término de cada irradiação;
•
os tempos de decaimento de todas as amostras irradiadas;
•
o tempo de contagem de cada amostra;
•
a área e seu valor de incerteza, sob o fotopico de 411,8keV do nuclídeo
198
Au para cada
amostra irradiada;
A estes dados foram adicionados os seguintes valores de constantes físicas e nucleares:
•
energia do fotopico gama de interesse (keV): 411,80205 ± 0,00017
[HERMAN e NICHOLS, 1998];
•
probabilidade de emissão gama do fotopico de interesse: 0,9554 ± 0.0007
[HERMANe NICHOLS, 1998];
•
constante de decaimento
198
Au (s
-1
): 2,97682x10
-6
± 7,73x10
-10
[HERMAN e NICHOLS, 1998];
•
número de Avogadro (átomos.mol
-1
): 6,02214x10
23
± 3x10
16
[NIST, 2009];
•
abundância isotópica
197
Au (100%): 1 [NIST, 2009];
•
massa atômica
197
Au (g.mol
-1
): 196,966 ± 0,00055 [NIST, 2009];
•
seção de choque de captura térmica
197
Au (barn): 98,65 ± 0,09 [MUGHABGHAB, 2003];
•
integral de ressonância
197
Au (barn): 1550 ± 28 [MUGHABGHAB, 2003];
•
fator de cádmio: 0,992 ± 0,009 [ELNIMR, 1990].
Com os dados acima e as equações de cálculo de atividade, cálculo de fluxo e cálculo
de incertezas, foi montada uma planilha de cálculo, que, juntamente com um software para
tratamento gráfico dos dados obtidos, possibilitou a obtenção dos valores de atividade
específica induzida, fluxo térmico e epitérmico e seus valores de incerteza, que serão
apresentados no Capítulo 4, a seguir.
73
4 RESULTADOS E DISCUSSÕES
4.1 ATIVIDADE INDUZIDA NA PARTIDA E DESLIGAMENTO DO REATOR IPR-R1
Nas irradiações realizadas , considerou-se o tempo de irradiação como o intervalo de
tempo em que a potência do reator se manteve a 100kW. Para se avaliar a atividade induzida
nas amostras durante os períodos de partida e de desligamento do reator, os registros do
sistema de coleta de dados do reator foram utilizados. A Figura 4.1 mostra a evolução
temporal da potência do IPR-R1, obtida através do canal linear, durante a primeira irradiação.
•
0
20
40
60
80
100
369050 150
Potência (kW)
Tempo (s)
100 3660
Figura 4.1 – Potência medida no canal linear durante toda a primeira irradiação.
74
A partir da Figura 4.1 foi possível estimar as áreas sob a curva de potência,
representando as seguintes fases de operação do IPR-R1:
•
da partida do reator até a potência estável de 100kW;
•
do período de potência estável em 100kW;
•
do desligamento do reator (descida da potência de 100 até 0kW).
Resultados semelhantes à Figura 4.1, foram obtidas para as outras irradiações. As áreas
(energias) médias obtidas por meio de integração foram:
•
partida do reator, 3284kJ;
•
período de potência estável, 360191kJ;
•
período de desligamento, 164kJ.
Portanto a relação de áreas entre a soma dos períodos de subida e descida da potência
em relação ao período estável foi de aproximadamente 1%.
Considerando que a atividade induzida é proporcional à área sob a curva de potência
[DE CORTE, 1986], temos que a atividade induzida durante os períodos de subida e
desligamento do IPR-R1 representam cerca de 1% da atividade induzida ao final de uma hora
de irradiação à potência constante de 100kW.
4.2 BACKGROUND
Foram feitas contagens do background, nas irradiações 2, 5 e nas de 8 até 15. A Figura
4.2 mostra em sua parte superior, o espectro obtido em uma contagem de 240 segundos sem a
presença da amostra irradiada e mostra em sua parte inferior o espectro obtido de uma
contagem de 240 segundos de amostra irradiada na posição 1 da MESA GIRATÓRIA na
irradiação 10.
75
Figura 4.2- Espectros do background e de uma amostra
irradiada na MESA GIRATÓRIA.
Na Figura 4.2 os dados mostrados em destaque são:
•
os colchetes “]” e “[“ mostram a região de canais de interesse conhecida como ROI
(Region of Interest);
•
a barra vertical “” representa o “cursor” do software Genie2000, relativo ao qual são
informados os valores de energia, canal e contagens. Na parte superior da Figura 4.2 ele
está posicionado aproximadamente na metade da ROI e na parte inferior, no fotopico de
411,8keV do
198
Au;
•
o número do canal do MCA (ou energia correspondente), e o número de contagens na
posição do cursor.
76
A Tabela 4.1 mostra os valores de contagem por canal, ou energia correspondente,
para a mesma ROI, obtidos dos espectros da Figura 4.2 pelo software Genie2000®.
Tabela 4.1 – Avaliação de background
.
CANAL
ENERGIA
(keV)
CONTAGENS
DA
AMOSTRA
CONTAGENS
DO BG
758 407,04 66 0
759 407,58 82 0
760 408,12 85 1
761 408,65 84 0
762 409,19 99 1
763 409,73 92 0
764 410,26 110 0
765 410,80 461 1
766 411,34 5096 0
767 411,87 22328 2
768 412,41 31053 1
769 412,95 14547 0
770 413,48 2150 0
771 414,02 99 0
772 414,56 10 0
773 415,09 9 1
774 415,63 3 0
775 416,17 7 1
SOMA= 76381 SOMA=8
A Tabela 4.1 mostra que o somatório de contagens do background é desprezível em
relação ao somatório de contagens da amostra irradiada.
4.3 ATIVIDADE RESIDUAL
A fim de verificar o valor da atividade residual, em amostras já irradiadas, foram feitas
contagens em 3 amostras cerca de 7 horas antes de elas serem novamente levadas ao reator na
irradiação 15. Estas amostras decaíram por cerca de 13 dias e 15 horas.
77
A Tabela 4.2 mostra os valores de atividade medidos para as amostras em contagens feitas
em 240s e os valores teóricos que foram calculados do decaimento da atividade específica
induzida na irradiação anterior, a de número 13.
Tabela 4.2 – A
esp
em amostras re-irradiadas
AMOSTRA
A
esp_I
(Bq.
µ
µµ
µ
g
-1
)
A
esp_RT
(Bq.
µ
µµ
µ
g
-1
)
A
esp_RM
(Bq.
µ
µµ
µ
g
-1
)
DIFERENÇA
PERCENTUAL ENTRE
A
esp_RM
e A
esp_RT
1
4126 ± 93 123 ± 3 130 ± 3
5,2
2
4141 ± 94 124 ± 3 125 ± 3
1,5
3
4174 ± 94 124 ± 3 130 ± 3
4,1
A
esp_I
: A
esp
medida
ao final da irradiação 13.
A
esp_RT
: A
esp
residual
teórica
(do decaimento de A
esp_I
até a medida de A
esp_RM
).
A
esp_RM
: A
esp
residual
medida
antes da irradiação 15.
A Tabela 4.2 mostra boa concordância entre os dados teóricos de atividade que devem
ser obtidos de amostras irradiadas, após certo tempo de decaimento e os valores de
atividade destas amostras obtidos em medidas realizadas no sistema de espectrometria
gama. Em todos os cálculos de atividade foram descontados o valor relativo à atividade
residual teórica.
4.4 ESTATÍSTICA DAS MEDIDAS DE ATIVIDADE
A fim de avaliar a flutuação estatística da contagem de amostras, foram realizadas 3
medidas de atividade específica induzida de cada amostra irradiada na irradiação 13.
A Tabela 4.3 mostra os valores de atividade específica induzida em amostras da
MESA GIRATÓRIA, TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS e TUBO CENTRAL, que
foram contadas 3 vezes por um intervalo de tempo de 240s em cada contagem .
78
Tabela 4.3 –A
esp
(Bq.
µ
µµ
µ
g
-1
) em amostras da MG, TP2 e TC na irradiação 13.
MEDIDA
LOCAL DE
IRRADIAÇÃO
1 2 3
MÉDIA
DESVIO
PADRÃO
(%)
MG1 4115 4129 4134 4126 0,2
MG2 4160 4145 4163 4156 0,2
MG3 4210 4180 4227 4206 0,6
MG4 4262 4258 4308 4276 0,7
MG5 4314 4335 4389 4346 0,9
MG6 4288 4316 4341 4315 0,6
MG7 4395 4380 4428 4401 0,6
MG8 4458 4416 4462 4445 0,6
MG9 4444 4421 4462 4442 0,5
MG10 4402 4380 4445 4409 0,8
MG11 4498 4467 4506 4490 0,5
MG12 4446 4442 4515 4468 0,9
MG13 4406 4426 4469 4434 0,7
MG14 4380 4425 4431 4412 0,6
MG15 4388 4400 4380 4389 0,2
MG16 4535 4535 4543 4538 0,1
MG17 4472 4482 4529 4495 0,7
MG18 4434 4466 4474 4458 0,5
MG19 4426 4441 4496 4454 0,8
MG20 4456 4453 4515 4475 0,8
MG21 4403 4392 4432 4409 0,5
MG22 4465 4436 4506 4469 0,8
MG23 4470 4450 4498 4473 0,6
MG24 4489 4488 4582 4520 1,2
MG25 4483 4468 4512 4488 0,5
MG26 4462 4452 4522 4479 0,8
MG27 4483 4458 4489 4477 0,4
MG28 4494 4523 4498 4505 0,3
MG29 4510 4519 4529 4519 0,2
MG30 4449 4465 4500 4471 0,6
MG31 4464 4436 4523 4474 1,0
MG32 4457 4490 4544 4497 1,0
MG33 4380 4345 4387 4371 0,5
MG34 4323 4338 4356 4339 0,4
MG35 4306 4277 4375 4319 1,2
MG36 4283 4313 4285 4294 0,4
MG37 4181 4219 4228 4209 0,6
MG38 4121 4113 4181 4138 0,9
MG39 4049 4103 4109 4087 0,8
MG40 4059 4028 4065 4051 0,5
TP2 163 161 162 162 0,7
TC 23698 23618 23860 23726 0,5
79
Na Tabela 4.3, a média dos valores de desvio padrão da atividade específica induzida
média, no conjunto de 3 medidas para cada amostra da MESA GIRATÓRIA, foi de 0,6%.
Para as 3 medidas de cada amostra irradiada no TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS, o desvio
padrão foi de 0,7% e para as 3 medidas de cada amostra irradiada no TUBO CENTRAL o
desvio padrão da média foi de 0,5%.
Os resultados indicam pequena variação dos valores de atividade específica induzida
quando se efetuou 3 contagens de cada amostra na irradiação 13.
4.5 PERFIL DA ATIVIDADE ESPECÍFICA INDUZIDA NA MESA GIRATÓRIA
Como visto no Capítulo 2, os valores da atividade específica induzida em amostras
nuas irradiadas na MESA GIRATÓRIA formam um perfil característico, similar a duas
corcovas.
A Tabela 4.4 apresenta os experimentos planejados para a análise deste perfil, listando
as irradiações e seus parâmetros, como o estado do reator e a presença de amostras no TUBO
CENTRAL.
Tabela 4.4 –Condições operacionais do IPR-R1
IRRADIAÇÃO
AMOSTRAS
NA MG
AMOSTRA
NO TC
ESTADO DO
REATOR
1 Nuas TC ausente Quente
3 Nuas TC ausente Frio
4 Nuas TC ausente Quente
5 Nuas TC ausente Quente
6 Nuas Nua Quente
7 Nuas Sob cádmio Frio
A Figura 4.3A mostra a atividade específica induzida obtida nas irradiações da Tabela
4.4, para todos os canais da MESA GIRATÓRIA. A Figura 4.3B mostra a média da atividade
80
específica induzida para todas as irradiações da Figura 4.3A, juntamente com os valores de
desvio padrão.
Figura 4.3 A
esp
em amostras nuas irradiadas na MESA GIRATÓRIA.
A Figura 4.3B mostra que da posição 1 até a 10, o valor médio da atividade específica
induzida em cada posição tende a aumentar. Isto pode ser explicado pela configuração do
núcleo do IPR-R1 (Figura 2.2). A posição F16 do núcleo do reator é ocupada pela barra de
regulação. As barras de controle, absorvedoras de nêutrons, perturbam o fluxo de nêutrons em
sua vizinhança. Da posição 1 até a 10, a distância da barra de regulação aumenta. Isto explica
o aumento da atividade específica induzida nesta região. A Figura 4.3B também mostra que o
valor médio da atividade específica induzida tende a diminuir entre as posições 30 e 40.
Devido à configuração cilíndrica do núcleo, isto também pode ser explicado pela posição
relativa destes locais em relação à barra de regulação.
A atividade específica induzida na MESA GIRATÓRIA mostra uma região mais
homogênea, com valores máximos entre as posições 10 e 30. Este fato também é explicado
pela configuração do núcleo do reator: estas posições estão distantes da barra de regulação.
Uma pequena depressão da atividade específica induzida em torno da posição 20 pode ser
81
explicada pela proximidade do mecanismo de acionamento da mesa giratória, como mostra as
Figuras 2.2 e 2.3.
A Figura 4.3B mostra que os maiores valores de desvio padrão da atividade específica
induzida estão entre as posições 36 até 2. Isto é devido à proximidade da barra de regulação.
Em cada irradiação a posição vertical final da barra de regulação varia de acordo com a
operação de partida do reator, que é feita manualmente. A Tabela 4.5 mostra os dados sobre as
posições das barras de regulação e controle e os valores de atividade específica induzida e
desvio padrão da posição 40, nas 6 irradiações sob análise. Em todas as operações do reator, a
barra de segurança (rotulada C7 na Figura 2.2) permanece totalmente extraída do núcleo.
Tabela 4.5 – Dados da posição 40 obtidos de irradiações na MESA GIRATÓRIA.
IRR.
POSIÇÃO DA
BARRA DE
REGULAÇÃO *
POSIÇÃO DA
BARRA DE
CONTROLE *
A
esp
NA
POSIÇÃO 40
(Bq.
µ
µµ
µ
g
-1
)
MÉDIA E DESVIO
PADRÃO DA A
esp
NA
MG (Bq.
µ
µµ
µ
g
-1
)
3 560 570 3764 4132±136
5 588 595 3851 4132±111
1 642 580 3884 4134±102
4 693 580 4033 4184±77,0
7 694 609 3987 4146±79,0
6 830 605 4142 4221±65,0
TODAS - - - 4158±103
* (Faixa 150-900; 150: barra totalmente inserida; 900: barra totalmente extraída)
Como pode ser observado na Tabela 4.5 existe uma relação direta entre a posição
vertical da barra de regulação e a atividade específica induzida na posição 40: quanto mais
inserida no núcleo está a barra de regulação, menor é a atividade específica induzida na
posição 40. O valor médio da atividade específica induzida na MESA GIRATÓRIA não varia
significativamente com a posição vertical da barra de regulação.
As Tabelas 4.4 e 4.5 mostram que a presença ou ausência do TUBO CENTRAL, com
ou sem amostras sob cádmio, não tem influência significativa no fluxo de nêutrons na MESA
82
GIRATÓRIA. Da mesma maneira, o estado do reator (frio ou quente) não afetou as medidas
analisadas. Como visto no item 2.2.5, o
135
Xe é um produto de fissão que absorve nêutrons
(envenenamento pelo xenônio). Reatores quentes tendem a ter mais deste elemento.
Entretanto nas medidas analisadas, o estado do reator não teve influência significativa no
fluxo de nêutrons na MESA GIRATÓRIA.
4.6 ATIVIDADE ESPECÍFICA INDUZIDA EM AMOSTRAS NUAS IRRADIADAS NA
MESA GIRATÓRIA
Após os experimentos de avaliação do perfil na MESA GIRATÓRIA, iniciaram-se os
seguintes experimentos:
•
avaliação do fluxo térmico e epitérmico na MESA GIRATÓRIA;
•
avaliação do fluxo epitérmico no TUBO CENTRAL;
•
avaliação do fluxo epitérmico no TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS.
Os resultados serão apresentados nas próximas seções.
Uma análise do conjunto de todas as 16 irradiações, indicou uma variação significativa
no comportamento da atividade específica induzida, particularmente na MESA GIRATÓRIA
e no TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS. A Figura 4.4A mostra os valores de atividade
específica induzida medidos nas irradiações de 1 até 15. Estão omitidos os valores de
incerteza e os das medidas com cápsulas de cádmio. Pode-se observar que os valores de
atividade específica induzida na MESA GIRATÓRIA, mudam ao longo da mesma formando
um perfil característico (duas corcovas) como discutido no item 4.5. A Figura 4.4B mostra os
valores médios da atividade específica induzida na MESA GIRATÓRIA, sem uso das
cápsulas de cádmio, para as irradiações de 1 até 15.
83
0 10 20 30 40
3700
3800
3900
4000
4100
4200
4300
4400
4500
4600
4700
Posição na Mesa Giratória
IRRADIAÇÃO
(1)
(2)
(3)
(4)
(5)
(6)
(7)
(8)
(9)
(10)
(11)
(12)
(13)
(14)
(15)
A
esp
(Bq .
m
m
m
m
g
-1
)
A
0 2 4 6 8 10 12 14 16
3900
4000
4100
4200
4300
4400
4500
4600
4700
VALOR
MÉDIO
A
esp
(Bq.
m
m
m
m
g
-1
)
Irradiação
B
Figura 4.4 – A) Valores de A
esp
na MESA GIRATÓRIA em 15 irradiações.
B) Média e desvio padrão da A
esp
em amostras nuas, para cada irradiação na MG
84
Pode-se observar na Figura 4.4B duas regiões distintas: a primeira compreende as
irradiações de 1 até 8 e a segunda as irradiações de 9 até 15. No primeiro grupo (1 até 8), a
média dos valores de atividade específica induzida tem uma flutuação de cerca de
1%
. No
segundo grupo (9 até 15), esta flutuação é de cerca de
2%
. No entanto a relação entre a média
geral de cada grupo é de cerca de
6%.
Isto pode ser interpretado como tendo o IPR-R1
operado em um nível de potência maior a partir da nona irradiação, realizada em 13/05/2008.
Os valores médios encontrados para a atividade específica induzida em amostras
irradiadas nuas na MESA GIRATÓRIA foram:
•
(
4140
±
±±
±
1%)Bq.
µ
µµ
µ
g
-1
para as irradiações de 1 até 8 (grupo 1);
•
(
4400
±
±±
±
2%)Bq.
µ
µµ
µ
g
-1
para as irradiações de 9 até 15 (grupo 2);
•
(
4261
±
±±
±
4%)Bq.
µ
µµ
µ
g
-1
para o conjunto das 15 irradiações.
As hipóteses mais prováveis para explicar a mudança de comportamento do reator
IPR-R1 a partir da nona irradiação são:
•
uma alteração da posição da câmara detectora de nêutrons do canal linear (Figura 2.3);
•
uma descalibração da instrumentação para a operação do reator IPR-R1.
4.7 ATIVIDADE ESPECÍFICA INDUZIDA EM AMOSTRAS IRRADIADAS NA MESA
GIRATÓRIA COM COBERTURA DE CÁDMIO
A Figura 4.5 mostra os valores de atividade específica induzida em amostras irradiadas
na MESA GIRATÓRIA, sob cobertura de cádmio, nas posições 10, 20, 30 e 40, nas
irradiações 8 e 11 e nas posições 5, 15, 25 e 35, nas irradiações 9, 12 e 15.
85
5 10 15 20 25 30 35 40
1450
1500
1550
1600
1650
1700
1750
1800
1850
Atividade específica induzida (Bq.
m
m
m
mg
-1
)
Posição de irradiação na mesa giratória
IRRADIAÇÃO
8
9
11
12
15
Figura 4.5 – A
esp
em amostras irradiadas sob cobertura de cádmio na MG.
A Figura 4.5 mostra que os valores de atividade específica induzida, medidos nas
posições pares, apresentam grande variação entre as irradiações 8 e 11. Os valores da
irradiação 8 estão muito baixos quando comparados aos resultados das demais irradiações.
Isto pode ser explicado pela mudança de comportamento do IPR-R1 a partir da Irradiação 9,
discutida no item 4.6.
A Tabela 4.6 complementa a Figura 4.5 mostrando a média e o desvio padrão da
atividade específica induzida nas posições 5, 10, 15, 20, 25, 30, 35 e 40 das amostras
irradiadas sob cobertura de cádmio, nas irradiações 8, 9, 11, 12 e 15.
86
Tabela 4.6 - A
esp
em amostras irradiadas sob cádmio na MG.
POSIÇÃO NA MG
MÉDIA E DESVIO PADRÃO (%)
(Bq
.µ
.µ.µ
.µ
g
-1
)
5
1751
±
1
10
1689
±
6
15
1800
±
1
20
1752
±
5
25
1784
±
1
30
1524
±
5
35
1680
±
1
40
1524
±
5
Os valores médios obtidos para a atividade específica induzida em amostras irradiadas
sob cádmio na MG foram:
•
(
1612
±
±±
±
6%)Bq.
µ
µµ
µ
g
-1
na irradiação 8 (grupo 1);
•
(
1752
±
±±
±
5%)Bq.
µ
µµ
µ
g
-1
nas irradiações 9, 11, 12 e 15 (grupo 2);
•
(
1688
±
±±
±
7%)Bq.
µ
µµ
µ
g
-1
para o conjunto das 5 irradiações de amostras sob cádmio
.
4.8 PARÂMETRO
f
PARA ALGUMAS POSIÇÕES DA MESA GIRATÓRIA
Como visto no item 3.2.1.2, a irradiação 16 foi planejada especificamente para se obter
o valor da razão entre fluxo térmico e epitérmico
f
em algumas posições da MESA
GIRATÓRIA. A Tabela 4.7 mostra os resultados das medidas da irradiação 16, obtidos da
através da equação 2.19
87
Tabela 4.7 – Parâmetro f para a MESA GIRATÓRIA
POSIÇÃO DE
IRRADIAÇÃO
NA MG
A
esp
_NUA
Bq.
µ
µµ
µ
g
-1
A
esp
_Cd
Bq.
µ
µµ
µ
g
-1
R
Cd
f
5
491,6 200,4 2,5
23,0 ±1,7%
10
492,8 205,1 2,4
22,2 ±1,7%
15
494,3 199,1 2,5
23,4 ±1,7%
20
4471,1
†
1764,6 2,5
24,2 ±1,7%
25
505,3 202,8 2,5
23,6 ±1,7%
30
492,9 202,8 2,4
22,6 ±1,7%
35
496,8 195,8 2,6
24,3 ±1,7%
40
445,4 168,0 2,7
26,1 ±1,7%
(
†
) – valor médio da A
esp
nas posições 19 e 21.
Na Tabela 4.7 as medidas experimentais da posição 20 da MESA GIRATÓRIA foram
perdidas, por erro experimental. O valor adotado foi obtido através da média dos valores de
atividade específica induzida em amostras irradiadas nuas, nas posições 19 e 21, da irradiação
11. Nesta irradiação, as amostras das posições 10, 20, 30 e 40 foram irradiadas sob cápsulas
de cádmio.
O valor médio de
f
para a MESA GIRATÓRIA é de
23,7
±
±±
±
5,1%
. Como comparação,
o valor médio obtido para este parâmetro através das medidas de atividade específica induzida
em amostras irradiadas nuas e sob cádmio em irradiações diferentes é de
22,8
±
±±
±
6,7%
.
4.9 FLUXO TÉRMICO E EPITÉRMICO NA MESA GIRATÓRIA
Com os valores da razão entre o fluxo térmico e epitérmico, parâmetro
f
, para as
posições 5, 10, 15, 20, 25, 30, 35 e 40 da MESA GIRATÓRIA e os valores da atividade
88
específica induzida em amostras irradiadas nuas e sob cobertura de cádmio, nas posições
mencionadas, obteve-se os valores do fluxo térmico e do fluxo epitérmico nas mesmas.
A Tabela 4.8 mostra os valores médios de fluxo térmico e epitérmico, encontrados
para a MESA GIRATÓRIA, nas posições 5, 10, 15, 20, 25, 30, 35 e 40.
Tabela 4.8 – Fluxo térmico e epitérmico médio em algumas posições da MG.
GRUPO 1 GRUPO 2 GRUPO 1 + GRUPO 2
POS.
NA
MG
φ
φφ
φ
th
x10
11
(n.cm
-2
.s
-1
)
φ
φφ
φ
epi
x10
10
(n.cm
-2
.s
-1
)
φ
φφ
φ
th
x10
11
(n.cm
-2
.s
-1
)
φ
φφ
φ
epi
x10
10
(n.cm
-2
.s
-1
)
φ
φφ
φ
th
x10
11
(n.cm
-2
.s
-1
)
φ
φφ
φ
epi
x10
10
(n.cm
-2
.s
-1
)
5 - -
7,96±
0,11 3,47±
0,05 7,96±
0,11 3,47±
0,05
10
7,37±
0,25 3,32±
0,10 8,07±
0,27 3,64±
0,11 7,72±
0,50 3,48±
0,22
15 - -
8,35±
0,05 3,56±
0,02 8,35±
0,46 3,56±
0,02
20
7,71±
0,38 3,19±
0,10 8,43±
0,41 3,49±
0,10 8,07±
0,51 3,34±
0,21
25 - -
8,32±
0,05 3,53±
0,02 8,32±
0,51 3,53±
0,02
30
7,55±
0,25 3,34±
0,10 8,13±
0,27 3,60±
0,10 7,84±
0,42 3,47±
0,18
35 - -
8,07±
0,04 3,33±
0,02 8,07±
0,44 3,33±
0,02
40
7,59±
0,26 2,91±
0,09 8,15±
0,28 3,12±
0,10 7,87±
0,39 3,02±
0,15
A Tabela 4.8 mostra maiores valores de desvio padrão para as posições 10, 20, 30, e
40, pois como visto no item 4.6, estas posições utilizam valores medidos nas irradiações 8 e
11, em que houve uma mudança de comportamento do IPR-R1 (grupo 1 para grupo 2).
Referindo-se apenas à irradiação 8 (grupo 1), os valores médios de fluxo térmico e
epitérmico na MESA GIRATÓRIA foram respectivamente:
(7,6x10
11
±
±±
±
1,9%)n.cm
-2
.s
-1
e
(3,2x10
10
±
±±
±
6,2%
)
n.cm
-2
.s
-1
. Para as irradiações 9, 11, 12 e 15 (grupo 2), realizadas a partir de
13/05/2008, quando houve uma mudança de comportamento do IPR-R1, os valores obtidos
para as médias do fluxo térmico e epitérmico na MESA GIRATÓRIA foram,
respectivamente:
(8,2x10
11
±
±±
±
2,1%)n.cm
-2
.s
-1
e (3,5x10
10
±
±±
±
3,0%)n.cm
-2
.s
-1
.
Portanto houve,
em média, um aumento de quase
9%
nos valores de fluxo térmico e epitérmico, na MESA
89
GIRATÓRIA, a partir da nona irradiação realizada em 13/5/2008. O valor médio geral para o
fluxo epitérmico na MESA GIRATÓRIA, considerando todas as irradiações, foi de
(3,4x10
10
±
±±
±
5,4%)n.cm
-2
.s
-1
e o do fluxo térmico foi de
(8,1x10
11
±
±±
±
3,8%)n.cm
-2
.s
-1
.
Estes
dados confirmam o valor médio de
f
visto no item anterior.
4.10 ATIVIDADE ESPECÍFICA INDUZIDA EM AMOSTRAS NUAS E SOB
COBERTURA DE CÁDMIO, IRRADIADAS NO TUBO CENTRAL
A Figura 4.6 mostra as medidas de atividade específica induzida no TUBO
CENTRAL, em amostras nuas realizadas nas irradiações 6, 8, 9, 11, 12, 13 e 14 e em amostras
irradiadas sob cobertura de cádmio na irradiação 10. As barras de erro representam os valores
obtidos do cálculo de incertezas na atividade específica induzida.
6 8 10 12 14
12000
14000
16000
18000
20000
22000
24000
26000
Atividade específica induzida (Bq.
m
m
m
m
g
-1
)
Irradiação
Com Cd
Figura 4.6 – A
esp
em amostras irradiadas no TUBO CENTRAL.
A Figura 4.6 mostra grande variabilidade dos valores de atividade específica induzida
em amostras nuas irradiadas no TUBO CENTRAL entre as irradiações 6 e 14 e não parece
90
sugerir uma mudança de comportamento do IPR-R1 a partir da irradiação 9. A dispersão dos
valores de atividade é grande . O valor médio foi de (
22183
±
±±
±
10%)Bq.
µ
µµ
µ
g
-1
.
Este valor é
aproximadamente
5
vezes maior que o obtido para a MESA GIRATÓRIA.
O valor de atividade específica induzida em amostras irradiadas sob cádmio no TUBO
CENTRAL, na irradiação 10, de (
13280
±
±±
±
2%)Bq.
µ
µµ
µ
g
-1
permitirá obter o fluxo epitérmico.
Este valor é aproximadamente
8
vezes maior que o obtido para a MESA GIRATÓRIA.
4.11 FLUXO EPITÉRMICO NO TUBO CENTRAL
Foram feitas 2 irradiações com amostras envoltas em cápsulas de cádmio, no TUBO
CENTRAL, irradiações 7 e 10. Os dados experimentais da irradiação 7 foram perdidos. O
valor de fluxo epitérmico para o TUBO CENTRAL, irradiação 10, é de
(
2,6x10
11
±
±±
±
3%)n.cm
-2
.s
-1
O valor da incerteza foi obtido a partir da equação 3.18. O fluxo
epitérmico no TUBO CENTRAL é cerca de
8
vezes maior que o valor encontrado para a
MESA GIRATÓRIA.
4.12 FLUXO TÉRMICO NO TUBO CENTRAL
Devido à agenda do IPR-R1, não foi possível realizar medidas do parâmetro
f
no
TUBO CENTRAL. No entanto, a partir da média dos resultados das medidas de atividade
específica induzida em amostras irradiadas nuas, nas irradiações 6, 8, 9, 11, 12, 13 e 14, visto
no item 4.10 e utilizando a equação 2.19, podemos estimar o valor de
f
. O valor obtido é de
(10,66
±
±±
±
0,16).
Portanto o fluxo térmico calculado para o TUBO CENTRAL, na posição de máximo
fluxo, utilizando o valor do fluxo epitérmico (
2,6
±
±±
±
3%)x10
11
n.cm
-2
.s
-1
visto no item 4.11 e o
valor de
f
acima é de
φ
th
=(2,8
±
±±
±
3,4%)x10
12
n.cm
-2
.s
-1
.
O fluxo térmico no TUBO CENTRAL
é cerca de
4
vezes maior que o valor encontrado para a MESA GIRATÓRIA.
91
4.13 ATIVIDADE ESPECÍFICA INDUZIDA EM AMOSTRAS NUAS E SOB
COBERTURA DE CÁDMIO, IRRADIADAS NO TERMINAL PNEUMÁTICO 2
A Figura 4.7 mostra as medidas de atividade específica induzida em amostras nuas
colocadas no TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS, nas irradiações de 1 até 12 e na irradiação
14.
0 2 4 6 8 10 12 14
840
860
880
900
920
940
960
980
1000
Atividade específica induzida (Bq.
m
m
m
mg
-1
)
Irradiação
Figura 4.7 – A
esp
em amostras nuas irradiadas no TP2
.
A Figura 4.7, mostra que assim como ocorreu com os valores de atividade específica
induzida em amostras nuas irradiadas na MESA GIRATÓRIA (Figura 4.4), ocorreu uma
mudança do comportamento do IPR-R1 a partir da irradiação 9.
De modo similar ao visto no item 4.6, no primeiro grupo, nas irradiações de 1 até 8, a
média dos valores de atividade específica induzida tem um a flutuação de cerca de
2%
. No
segundo grupo, das irradiações 9 até 12 e irradiação 14, esta flutuação é de cerca de
1%.
No
entanto a relação entre a média geral de cada grupo é de cerca de
8%
mostrando uma
mudança de comportamento do IPR-R1 a partir da irradiação 9, de modo muito semelhante ao
ocorrido com as medidas feitas na MESA GIRATÓRIA, item 4.6, onde a variação entre as
médias dos 2 grupos foi maior que
6%
.
92
A Tabela 4.9 mostra a média e o desvio padrão das medidas de atividade específica
induzida em amostras irradiadas sob cádmio no TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS. Estes
valores serão utilizados para cálculo do fluxo epitérmico naquele terminal de irradiação.
Tabela 4.9 – Medidas de A
esp
no TP2, para amostras irradiadas sob cádmio
.
IRRADIAÇÃO
A
esp
_TP2_Cd
(Bq.m
mm
mg
-1
)
MÉDIA
(Bq.m
mm
mg
-1
)
DESVIO
PADRÃO (%)
13 162
15 173
167 8
A Tabela 4.9 mostra que a atividade específica induzida no TERMINAL
PNEUMÁTICO DOIS, em amostras irradiadas sob cádmio, é de (
167
±
±±
±
8%)Bq.m
mm
mg
-1
.
Este
valor é aproximadamente
10
vezes menor que o valor encontrado para a MESA GIRATÓRIA.
Para amostras irradiadas nuas no TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS, o valor médio
da atividade específica induzida foi de (
921
±
±±
±
4%)Bq.
µ
µµ
µ
g
-1
.
Este valor é aproximadamente
5
vezes menor que o valor encontrado para a MESA GIRATÓRIA.
4.14 FLUXO EPITÉRMICO NO TERMINAL PNEUMÁTICO 2.
A Tabela 4.10 mostra os valores de fluxo epitérmico medidos no TERMINAL
PNEUMÁTICO DOIS, juntamente com os valores de incerteza dados pela equação 3.18. Os
valores foram obtidos das irradiações 13 e 15 feitas com amostras encapsuladas em cádmio.
93
Tabela 4.10 – Valores de fluxo epitérmico no TP2.
IRRADIAÇÃO
FLUXO EPITÉRMICO
(n.cm
-2
.s
-1
)
13
(3,2 ± 0,1)x10
9
15
(3,4 ± 0,1)x10
9
MÉDIA
(3,3 ± 4,7%)x10
9
A Tabela 4.10 mostra que o fluxo epitérmico no TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS é
igual a (
3,3
±
±±
±
4,7%)x10
9
n.cm
-2
.s
-1
.
Este valor é cerca de
10
vezes menor que o valor
encontrado para a MESA GIRATÓRIA.
4.15 FLUXO TÉRMICO NO TERMINAL PNEUMÁTICO 2.
De modo análogo ao visto no item 4.12, o fluxo térmico no TERMINAL
PNEUMÁTICO DOIS foi calculado a partir da média dos resultados das medidas de atividade
específica induzida em amostras irradiadas nuas, nas irradiações de 1 até 12 e na irradiação 14
e visto no item 4.13. Utilizando a equação 2.19, o valor obtido de
f
é de
(71,06
±
±±
±
0,44).
Portanto o fluxo térmico calculado para o TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS,
utilizando o valor do fluxo epitérmico (
3,3
±
±±
±
4,7%)x10
9
n.cm
-2
.s
-1
,
visto no item anterior e o
valor de
f
acima é de
φ
th
=(2,4
±
±±
±
9%)x10
11
n.cm
-2
.s
-1
. Este valor é cerca de
3
vezes menor que
o valor encontrado para a MESA GIRATÓRIA.
94
4.16 COMPARATIVO DE MEDIDAS E CÁLCULOS DE FLUXO NO IPR-R1
No Capítulo 2, a Tabela 2.6 mostra um resumo dos valores de fluxo nos terminais de
irradiação do IPR-R1 obtidos por cálculo teórico ou medidas experimentais, na atual
configuração do núcleo, para 100kW, por outros autores. A Tabela 4.11 acrescenta os valores
obtidos por este trabalho.
Tabela 4.11 – Comparativo de medidas e cálculos de fluxo no IPR-R1.
AUTOR
φ
φφ
φ
epi
x10
10
(n.cm
-2
.s
-1
)
MG (*)
φ
φφ
φ
th
x10
11
(n.cm
-2
.s
-1
)
MG (*)
φ
φφ
φ
epi
x10
11
(n.cm
-2
.s
-1
)
TC
(CENTRO)
φ
φφ
φ
th
x10
12
(n.cm
-2
.s
-1
)
TC
(CENTRO)
φ
φφ
φ
epi
x10
9
(n.cm
-2
.s
-1
)
TP2
φ
φφ
φ
th
x10
11
(n.cm
-2
.s
-1
)
TP2
ESTE
TRABALHO:
GRUPO 1
3,2±0,2 7,6±0,1 - - - -
ESTE
TRABALHO:
GRUPO 2
3,5±0,1 8,2±0,2 2,6±0,1
2,8±0,1
(***)
3,3±0,2
2,4±0,2
(***)
ESTE
TRABALHO:
G1 + G2
3,4±0,2 8,1±0,3 2,6±0,1
2,8±0,1
(***)
3,3±0,2
2,4±0,2
(***)
DALLE
(2005)
- 7,2 (**) - 5,2 (**) - -
MENEZES E
JA
Ć
IMOVI
Ć
(2006)
2,91 6,3 - - - -
SOUZA
(2006)
- 6,6±0,4 - 4,10 - -
FRANCO
(2006)
2,7±0,4 5,9±1,0 1,6±0,4 2,9±1,0 - -
(*) – valor médio; (**) – valor teórico estimado para 100kW;
(***) – Valores estimados usando médias de
f
;
95
Para a MESA GIRATÓRIA, os valores nominais de fluxo obtidos neste trabalho são:
•
fluxo epitérmico médio medido é cerca de 21% maior que a média das medidas de
FRANCO (2006) e MENEZES E JA
Ć
IMOVI
Ć
(2006);
•
fluxo térmico médio medido é cerca de 28% maior que a média das medidas de FRANCO
(2006), MENEZES E JA
Ć
IMOVI
Ć
(2006) e SOUZA (2006) e é cerca de 18% maior que
o valor estimado a partir dos cálculos teóricos de DALLE (2005).
Para o TUBO CENTRAL, o valor nominal do fluxo epitérmico é 64% maior que o
obtido por FRANCO (2006). O valor do fluxo térmico foi calculado usando o valor médio de
f
, é aproximadamente igual ao obtido por FRANCO (2006).
Para o terminal pneumático, não existem dados na literatura para serem comparados
aos deste trabalho, sendo portanto este dado inédito para o IPR-R1.
É importante observar o comportamento dos valores medidos e estimados do
parâmetro
f
nos dispositivos de irradiação:
•
f
≅ 11 para o TUBO CENTRAL;
•
f
≅ 24 para a MESA GIRATÓRIA;
•
f
≅ 71 para o TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS.
Os resultados mostram que à medida que se afasta do centro para a periferia do núcleo
do IPR-R1, o percentual de nêutrons termalizados é maior.
96
5 CONCLUSÃO
Com relação às medidas na MESA GIRATÓRIA:
•
o valor da atividade específica induzida em uma determinada posição, depende da
localização desta em relação à barra de controle e à barra de regulação;
•
a atividade específica induzida nas posições de irradiação forma um perfil característico
similar a duas corcovas;
•
é possível identificar regiões da MESA GIRATÓRIA com variações similares. Uma
região formada pelas posições 36, 37, 38, 39, 40, 1 e 2 com baixo valor nominal de fluxo
de nêutrons e maior variabilidade destes valores. Outra região da posição 10 até a posição
30 com maiores valores nominais de fluxo de nêutrons e menor variabilidade destes
valores. Dentro desta região, há uma pequena depressão nos valores de fluxo de nêutrons
em torno da posição 20;
•
a posição 40 tem o menor valor médio de atividade específica induzida e a maior
variabilidade deste valor (cerca de 4%) devido sua proximidade à barra de regulação;
•
os valores máximos de fluxo estão em torno das posições 10 e 30. As posições 7 e 33
correspondem a media do fluxo da MESA GIRATÓRIA. A variação entre os valores
mínimos e máximos da atividade específica induzida para o material de referência foi
cerca de 13%.
•
os valores médios de fluxo térmico e epitérmico nas posições 5, 10, 15, 20, 25, 30, 35 e 40
foram respectivamente
(7,6 ± 0,1)x10
11
n.cm
-2
.s
-1
e
(3,2 ± 0,2)x10
10
n.cm
-2
.s
-1
, para as
medidas do Grupo1, e
(8,2±0,2)x10
11
n.cm
-2
.s
-1
e
(3,5 ± 0,1)x10
10
n.cm
-2
.s
-1
, para as
medidas do grupo2. Para todo o conjunto dos dados obtidos, os valores médios de fluxo
térmico e epitérmico foram
(8,1 ± 0,3)x10
11
n.cm
-2
.s
-1
e
(3,4 ± 0,2)x10
10
n.cm
-2
.s
-1
,
respectivamente;
97
•
nas irradiações de 1 até 8 houve uma variação média da atividade específica induzida de
1%. Nas irradiações de 9 até 15, esta variação foi de 2%;
•
houve um aumento de cerca de 9% entre os valores médios de fluxo, entre os grupos de
medidas citados acima;
•
a presença ou não do TUBO CENTRAL, contendo ou não amostras sob filtros de cádmio,
não teve influência significativa no fluxo de nêutrons na MESA GIRATÓRIA tampouco o
fato do IPR-R1 estar “quente” ou “frio”.
Com relação às medidas no TUBO CENTRAL:
•
os valores de atividade específica induzida não indicaram mudança de comportamento do
IPR-R1 a partir da nona irradiação. Houve uma maior variabilidade dos valores (cerca de
10%), na comparação com os valores obtidos para a MESA GIRATÓRIA;
•
o valor do fluxo epitérmico obtido foi de
(2,6
±
±±
±
3%)x10
11
n.cm
-2
.s
-1
;
•
utilizando um valor médio de atividade específica induzida em amostras nuas para
obtenção do parâmetro
f
, o valor calculado para o fluxo térmico foi de
(2,80
±
±±
±
3,4%)x10
12
n.cm
-2
.s
-1
.
Com relação às medidas no TERMINAL PNEUMÁTICO DOIS:
•
os valores de atividade específica induzida mostram uma variabilidade similar ao obtido
para a média dos valores obtidos para a MESA GIRATÓRIA;
•
para as irradiações de 1 até a 8, a flutuação dos valores de atividade foi de 2%. Para as
irradiações posteriores à nona, houve uma flutuação de 1%. A variação entre a média dos
valores de atividade obtidos entre estes dois grupos foi de 8%;
•
valor do fluxo epitérmico obtido foi de
(3,31
±
±±
±
4,7%)x10
9
n.cm
-2
.s
-1
;
98
•
valor calculado do fluxo térmico, utilizando um valor médio de
f
, foi de
(2,35
±
±±
±
9%)x10
11
n.cm
-2
.s
-1
.
Com relação aos materiais e à metodologia adotada:
•
os dados demonstram claramente a maior termalização do espectro neutrônico à medida
que se afasta do centro para a periferia do núcleo do IPR-R1;
•
no cálculo da atividade específica induzida, as maiores fontes de erro foram a área sob o
fotopico, incerteza de cerca de 0,4%, e a eficiência absoluta do detector, incerteza de cerca
de 2%;
•
através dos dados obtidos pelo sistema de aquisição de dados do IPR-R1, pode-se avaliar
que a ativação neutrônica das amostras durante os períodos de partida e desligamento do
reator representa cerca de 1% da atividade específica induzida nas amostras irradiadas
durante 1 hora, a 100kW;
•
no caso de re-irradiações da mesma amostra em intervalos de aproximadamente duas
semanas, a atividade residual é cerca de 0,6% da atividade ao final da irradiação e deve ser
levada em conta nos cálculos, principalmente em muitas irradiações consecutivas;
•
no presente trabalho, as medidas de background mostraram que os efeitos do mesmo
foram desprezíveis;
•
a atenuação da radiação gama através dos receptáculos porta-amostras foi estimada em
cerca de 1%;
•
em todas as irradiações de uma hora, não houve variações significativas das posições de
barras durante a criticalidade (por efeitos de “envenenamento”, principalmente).
99
6 REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
ASSOCIAÇÃO BRASILEIRA DE NORMAS TÉCNICAS - ABNT.
Guia para expressão
da incerteza de medição
, 2ª edição, 1998, 120p.
AGÊNCIA INTERNACIONAL DE ENERGIA ATÔMICA - AIEA.
Neutron Fluence
Measurements
, Technical Reports Series, N.107, Viena , 1970, 165p.
AGÊNCIA INTERNACIONAL DE ENERGIA ATÔMICA - AIEA.
Handbook on Nuclear
Activation Data
, technical reports series N.273, Viena, 1987, 828p.
ARAMBURU, X. O.
Radiaciones Ionizantes, Utilizacion y Riesgos
, Vol I e II . Ediciones
UPC, Barcelona, 1994, 479p.
BECKURTS, K. H.; WIRTZ K.
Neutron Physics
, Springer-Verlag, New York, 1964, 444p.
CENTRO DE DESENVOLVIMENTO DA TECNOLOGIA NUCLEAR -
CDTN/CNEN.
XXII
Curso de Treinamento de Operadores em Reatores de Pesquisa
(CTORP)
,
Volumes I e II, Belo Horizonte Março 2001, 406p.
CENTRO DE DESENVOLVIMENTO DA TECNOLOGIA NUCLEAR – CDTN/CNEN.
Manual de Operação do Reator TRIGA IPR-R1
, 2007, 221p.
DALLE, H. M
. Simulação do reator TRIGA IPR-R1 utilizando métodos de transporte
por Monte Carlo.
2005.
189p. Tese (Doutorado em Engenharia Química), Faculdade de
Engenharia Química, Universidade Estadual de Campinas, Campinas,
2005.
DE CORTE, F.
The k
0
- standardization method; A move to the optimization of neutron
activation analysis
. 1986. 464p. Tese, Faculdade de Ciências, Universidade de Ghent, Ghent
(Bélgica), 1986.
DE CORTE, F. ; WISPELAERE, A. ; KRAMER, G. N. ; ROBOUCH, P. ; SIMONITS, A.
Synthetic multi-element standards for QC/QA of k
0
-NAA: study of composition, doping
procedure and homogeneity,
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research,
A
422 p.891–894, 1999.
100
ELNIMR, T. Improved measurements of the correction factors for Cd shielding on neutron
monitoring foils,
Journal of Physics D: Applied Physics,
v.23 p.1278-1281, 1990.
FERREIRA, A. V. ; KASTNER, G. F. . Avaliação da aplicabilidade de método de análise por
ativação neutrônica semi-paramétrica. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC
CONFERENCE , 2005, Santos.
FERREIRA, A. V. ; KASTNER, G. F. ; AMARAL, Â. M. ; GONTIJO, R. M. G. ; ALVES,
A. P. Temporal Evaluation of TRIGA-IPR-R1 Neutronic Flux. In: INTERNATIONAL
NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, 2007, Santos.
FRANCO, M. B.
Levantamento de parâmetros nucleares do reator TRIGA Mark I
IPR-R1 com configuração concêntrica visando a aplicação da técnica de ativação
neutrônica paramétrica k
0.
2006. 176p. Tese (Doutorado em Engenharia Química),
Faculdade de Engenharia Química, Universidade Estadual de Campinas, Campinas, 2006.
GUIMARÃES, R. R. R.
Levantamento das Distribuições dos fluxos de nêutrons térmicos
e rápidos no núcleo do reator IPR-R1.
1985. 123p. Dissertação (Mestrado em Ciências e
Técnicas Nucleares), Curso de Ciências e Técnicas Nucleares, Universidade Federal de Minas
Gerais, Belo Horizonte, 1985.
HERMAN M.; NICHOLS A. L. Update of x- and
γ
-ray decay data standards for detector
calibration and other applications, INDC (NDS)-437,
IAEA NDS
, Dezembro 1998.
HØGDAHL, O. T.
Neutron absorption in pile neutron activation analysis
. Michigan,
Universidade de Michigan, 1962, 65p., Relatório Técnico.
HUBBELL, J. H.; SELTZER, S. M.
Tables of X-Ray Mass Attenuation Coefficients and
Mass Energy-Absorption Coefficients
. Disponível em
http://physics.nist.gov/PhysRefData/XrayMassCoef/ComTab/polyethylene.html. Acesso em
29/1/2009.
INGELBRECHT C.; PEETERMANS F. Aluminium-gold reference material for the
k
0
-Standardisation of neutron activation analysis,
Nuclear Instruments and Methods
in Physics Research
, A303, p.119-122, 1991.
INSTITUTE OF ELECTRICAL AND ELECTRONICS ENGINEERS - IEEE.
Standard Test
Procedures for Germanium Gamma-Ray Detectors
, IEEE Std 325-1996.
101
INSTITUTE FOR REFERENCE MATERIALS AND MEASUREMENTS - IEEE.
Certified
Reference Material IRMM-530R
, Certificate of analysis, Geel, Belgium, 2007, 2p.
INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIATION UNITS AND MEASUREMENTS
- ICRU,
Fundamental Quantities and Units for Ionizing Radiation
, Report 60, EUA,
Dezembro 1998.
KNOLL, G. F. .
Radiation Detection and Measumerement
, Segunda edição, John Wiley &
sons, Inc, 1979, 754p.
KOREA ATOMIC ENERGY RESEARCH INSTITUTE - KAERI.
Nuclear data evaluation
lab
. Disponível em http://atom.kaeri.re.kr/. Acesso em 29/1/2009.
LAMARSH, J. R..
Introduction to Nuclear Engineering
, Addison-Wesley Publishing
Company, 1975, 626p.
MARETTI JR, F.
Interferências na ativação neutrônica em reatores.
1983. 72p.
Dissertação (Mestrado em Ciências e Técnicas Nucleares), Curso de Ciências e Técnicas
Nucleares, Universidade Federal de Minas Gerais, Belo Horizonte, 1983.
MARETTI JR
,
F.; MESQUITA, A. Z.; OLIVEIRA, P. F.; CÂMARA, L. O. I. S.;
DALLE, H. M. Performance and improvements of the IPR-R1 TRIGA Mark I reactor in 45
years of operation. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
2005, Santos.
MEDNIS, I. V. Calculations of induced activity in the case of intermittent irradiation,
Journal
of Radioanalytical Chemistry
, V.7, p.355—363, 1971.
MENEZES, M. Â. B. C.; SABINO, C. V. S.; FRANCO, M. B.; KASTNER, G. F.;
ROSSI, E. H. M. k
0
- Instrumental Neutron Activation Establishment at CDTN, Brazil:
A Successful Story.
Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry
,
V.257, p.627-632, 2003.
MENEZES, M. Â. B. C. ; JA
Ć
IMOVI
Ć
, R. Optimised k
0
-instrumental neutron activation
method using the TRIGA Mark I IPR-R1 reactor at CDTN/CNEN, Belo Horizonte, Brazil.
Nuclear Instruments & Methods in Physics Research A
, V.564, p.707-715, 2006.
102
MESQUITA, A. Z.
Investigação Experimental da Distribuição de Temperaturas no
Reator Nuclear de Pesquisa TRIGA IPR-R1.
2005. 195p. Tese (Doutorado em Engenharia
Química), Faculdade de Engenharia Química, Universidade Estadual de Campinas, Campinas,
2005.
MESQUITA, A. Z. ; SOUZA, R. M. G.; . On-Line Monitoring of the Reactivity and Control
Rods Worth at The IPR-R1 TRIGA Reactor. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC
CONFERENCE, 2007, Santos.
MUGHABGHAB S.F., Thermal neutron capture cross sections, resonance integrals and g-
factors. Report, INDC (NDS)-440,
IAEA NDS
, Fevereiro 2003.
NATIONAL INSTITUTE OF STANDARDS AND TECHNOLOGY - NIST.
Physical
Reference Data. Fundamental Physical Constants.
Disponível em
http://physics.nist.gov/cuu/Constants/index.html. Acesso em 29/1/2009.
NATIONAL NUCLEAR DATA CENTER - NNDC.
Experimental nuclear reaction data
.
Disponível em http://www-nds.iaea.org/exfor/exfor.htm. Acesso em 25/11/2008
NATIONAL NUCLEAR DATA CENTER - NNDC.
Nuclear Decay Data in the MIRD
Format
, janeiro 2009. Disponível em http://www-nds.iaea.org/exfor/exfor.htm. Acesso em
29/1/2009
ORTEC
. Experimentes in Nuclear Science, AN34 Laboratory Manual
, Third Edition,
1984, 172p.
PROFIO A. E.
Experimental Reactor Physics
, John Wiley & sons, 1976, 811p.
SANTORO,
C. A. B.
Determinação do Espectro de Nêutrons no Reator TRIGA pelo
Método de Ativação
. 1975. 127p. Dissertação (Mestrado em Ciências e Técnicas Nucleares),
Curso de Ciências e Técnicas Nucleares, Universidade Federal de Minas Gerais, Belo
Horizonte, 1975.
SOUZA, R. M. G. P. Thermal Neutron Flux Measurements in the Irradiation Facilities of the
IPR-R1 TRIGA Reactor. In 3RD WORLD TRIGA USERS CONFERENCE, 2006, Belo
Horizonte.
103
TSOULFANIDIS, N.
Measurement and detection of radiation
, Segunda edição, Taylor &
Francis Publishers, 1995, 614p.
ZANGIROLAMI, D. M.; FERREIRA, A. V.; KASTNER, G. F.; AMARAL, Â. M.;
GONTIJO, R. M. G.; SOUZA, L. P.; ALVES, A. P. Neutronic fluence rate at the TRIGA-
IPR-R1 rotary specimen rack. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC
CONFERENCE, 2007, Santos.
Livros Grátis
( http://www.livrosgratis.com.br )
Milhares de Livros para Download:
Baixar livros de Administração
Baixar livros de Agronomia
Baixar livros de Arquitetura
Baixar livros de Artes
Baixar livros de Astronomia
Baixar livros de Biologia Geral
Baixar livros de Ciência da Computação
Baixar livros de Ciência da Informação
Baixar livros de Ciência Política
Baixar livros de Ciências da Saúde
Baixar livros de Comunicação
Baixar livros do Conselho Nacional de Educação - CNE
Baixar livros de Defesa civil
Baixar livros de Direito
Baixar livros de Direitos humanos
Baixar livros de Economia
Baixar livros de Economia Doméstica
Baixar livros de Educação
Baixar livros de Educação - Trânsito
Baixar livros de Educação Física
Baixar livros de Engenharia Aeroespacial
Baixar livros de Farmácia
Baixar livros de Filosofia
Baixar livros de Física
Baixar livros de Geociências
Baixar livros de Geografia
Baixar livros de História
Baixar livros de Línguas
Baixar livros de Literatura
Baixar livros de Literatura de Cordel
Baixar livros de Literatura Infantil
Baixar livros de Matemática
Baixar livros de Medicina
Baixar livros de Medicina Veterinária
Baixar livros de Meio Ambiente
Baixar livros de Meteorologia
Baixar Monografias e TCC
Baixar livros Multidisciplinar
Baixar livros de Música
Baixar livros de Psicologia
Baixar livros de Química
Baixar livros de Saúde Coletiva
Baixar livros de Serviço Social
Baixar livros de Sociologia
Baixar livros de Teologia
Baixar livros de Trabalho
Baixar livros de Turismo
