Engenharia Nuclear e Aplicações

CON10-0506 - ANÁLISES TÉRMICA TRANSIENTE E DE QUEDA LIVRE DE 9M DE UM MODELO EM ESCALA 1:2 DE UMA EMBALAGEM PARA TRANSPORTE E ARMAZENAGEM DE COMBUSTÍVEIS NUCLEARES QUEIMADOS
Miranda, Carlos Alexandre de Jesus¹; Mattar Neto, Miguel¹; Fainer, Gerson^1
1Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares
Resumo: São apresentadas as simulações numéricas de duas das condições acidentais postuladas mais severas e mandatórias que devem ser realizados em uma embalagem de duplo próposito (transporte e armazenagem) de elementos combustíveis queimados de reatores nucleares de pesquisa: 30min sob fogo/calor de 800 oC, e queda livre de 9m sobre uma superfície rígida. Os testes foram realizados usando um modelo, escala 1:2, como permitido por norma, e estão descritos em trabalhos publicados recentemente, assim como os requisitos básicos que a embalagem (casco) deve atender, associados com a sua integridade estrutural e funcional. Simulações numéricas são utilizadas para determinar as posições mais críticas no teste de queda livre e prever a máxima temperatura no interior da embalagem na condição de fogo. O modelo analisado e o testado tem um cilindro de parede dupla com chumbo, blindagem biológica das radiações, e estruturas internas para acomodar os elementos combustíveis, além de tampas de fechamento aparafusadas (uma delas com chumbo). Há, também, dois absorvedors de choque, conectados por barras cilíndricas, preenchidos com compósito de madeira para reduzir a desaceleração durante a queda. A análise térmica é realizada sem os amortecedores, como foi o teste, o que é permitido por norma por ser considerado conservador. Há fortes não-linearidades envolvidas, vários contatos e interfaces, propriedades que variam com a temperatura e mudança de fase do chumbo (utilizando o método da entalpia) durante a simulação térmica. A análise de queda cobre cerca de ~20ms e a análise térmica cobre os 30min no forno a 800 ºC e mais 2h do período de resfriamento. Como os resultados das análises térmica e de queda comparam bem com os experimentais conclui-se que a modelagem desenvolvida, as hipóteses e a avaliação dos resultados podem ser aplicados para prever o comportamento e resultados da futura campanha de testes com o protótipo (escala 1:1)
Palavras-chave: Embalagem; Análise Térmica; Não-Linearidade; Impacto; Método dos Elementos Finitos.
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CON10-0635 - AVALIAÇÃO DO COMPORTAMENTO DOS MODOS DE VIBRAÇÃO DE GRADES ESPAÇADORAS CONFORME PROJETADA VERSUS FABRICADA, UTILIZANDO O MÉTODO DE ELEMENTOS FINITOS.
Schettino, Carlos Frederico Mattos¹; Gaspar Júnior, João Carlos Aguiar¹; Araújo, Victor Hugo Leal de^1
1Indústrias Nucleares do Brasil - INB
Resumo: O presente trabalho pretende avaliar o comportamento dos modos de vibração de tiras internas de grade espaçadora de elemento combustível utilizadas na usina nuclear de Angra 2. As distorções entre os modos de vibração são causadas devido à diferença entre o que foi projetado e a condição pós-fabricação. Os desvios da fabricação podem ocorrer devido à estampagem da tira, a montagem das tiras para formar a grade, a soldagem, ao tratamento térmico, entre outros. Neste artigo são demonstradas apenas as características do modo de vibração do componente devido ao processo de estampagem e comparados aos modos de vibração do projeto conceitual. Para modelar a geometria do componente foi utilizado o programa Solidworks, e para a modelagem por elementos finitos, foi utilizado o programa Ansys, a fim de obter os resultados desta análise. As propriedades da tira da grade espaçadora analisada são as da superliga Inconel 718. Foi realizada uma análise modal entre os dois modelos propostos. Os resultados desta análise foram usados para avaliar o impacto que um processo de conformação acarretará no projeto original de um componente, que neste caso é parte integrante da estrutura de um elemento combustível. A obtenção destes dados poderá ser empregada pelas Indústrias Nucleares do Brasil - INB durante o processo de nacionalização da fabricação de tiras de grades para combustível nuclear.
Palavras-chave: elemento combustível; grade espaçadora; método de elementos finitos; análise modal; Inconel 718.
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CON10-1981 - EVALUATION OF MULTIELEMENTS IN SERUM OF PATIENTS WITH IDIOPATHIC THROMBOCYTOPENIC PURPURA USING SRTXRF
Canellas, Catarine Gondim Leitão¹; Carvalho, Silvia Maia Farias²; Leitão, Roberta Gama¹; Bellido, Alfredo Víctor Bernedo³; Anjos, Marcelino José⁴; Lopes, Ricardo Tadeu^1
1PEN/COPPE/UFRJ; ²HEMORIO; ³IQ/UFF; ⁴IF/UERJ
Resumo: Idiopathic Thrombocytopenic Purpura (ITP) is a blood disorder characterized by an abnormal decrease in the number of platelets in the blood. ITP results from development of an antibody directed against a structural platelet antigen (an autoantibody). In this work, forty patients suffering from ITP and sixty healthy volunteers were analyzed. Blood was collected into vacutainers without additives. Directly after collection, each blood sample was centrifuged at 3000 rev/min for 10 min in order to separate blood cells and suspended particles from blood serum. The sera were transferred into polyethylene tubes and stored in a freezer at 253 K. All the serum samples had been collected from people who live in the urban area of Rio de Janeiro City/Brazil. For the sample preparation, a volume of 500 μL of serum was taken and diluted with 1500 μL of ultrapure water (Milli-Q water). An internal standard consisting of 105 μL of Vanadium solution (V-1000 μg/g) was added. After the dilution a small aliquot of 5 μL of each sample with the internal standard was pipetted on a precleaned perplex sample carrier. The samples were left to dry very slowly under an infrared lamp. The samples were analyzed in triplicate. The measurements were performed at the X-Ray Fluorescence Beamline at Brazilian National Synchrotron Light Laboratory (LNLS), in Campinas, São Paulo using a monochromatic beam with maximum energy of 20 keV for the excitation and an Ultra-LEGe detector with resolution of 148 eV at 5.9 keV. Standard solutions with Vanadium as internal standard were prepared for calibration system. It was possible to determine the elemental concentrations of the following six elements: Na, P, S, Cl, K and Ca. By using t-test it could be seen significant differences between group of healthy subjects and group of ITP. The elements that presented significant differences for the mean of their concentrations between each one of the ITP group and control group in μg/g, were Phosphorous (136±12 and 92±12), Sulphur (1077±97 and 847±80), Chlorine (2905±385 and 2266±378), Potassium (137±118 and 82±15) and Calcium (64±7 and 44±6) respectively.
Palavras-chave: X-ray Fluorescence; Synchrotron Radiation; Idiopathic Thrombocytopenic Purpura; Low Z elements; Human Serum.
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CON10-0038 - MONITORAMENTO DO FLUXO DE MASSA E DA VELOCIDADE DO REFRIGERANTE NO CANAL QUENTE DO NÚCLEO DO REATOR NUCLEAR DE PESQUISA TRIGA IPR-R1
Mesquita, Amir Mesquita¹; Rezende, Hugo Cesar¹; Costa, Antônio Carlos Lopes da^1
1Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear/Comissão Nacional de Energia Nuclear (CDTN/CNEN)
Resumo: O reator nuclear de pesquisa TRIGA IPR-R1 do Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN), é caracterizado pela sua segurança intrínseca devido, principalmente, a dois fatores relacionados à transferência de calor. O primeiro é o grande coeficiente negativo de temperatura/reatividade, isto significa que um aumento da potência leva a um consequente aumento da temperatura da mistura combustível-moderador, causando o aparecimento de uma reatividade negativa que amortece gradualmente a taxa de aumento de potência. O segundo fator de segurança é um sistema passivo de remoção de calor do núcleo. Como todo reator TRIGA (Training, Research, Isotopes, General Atomic) o núcleo está posicionado em uma piscina com o núcleo refrigerado por circulação natural de água. A remoção de calor por este processo é eficiente na atual potência de 250 kW. Entretanto calor acumulado na água do poço pode ser removido por um sistema de refrigeração forçada. Este sistema atua em oposição ao sistema de circulação natural, e tem como principal finalidade criar um volume de água com pouco movimento na parte superior do poço, de modo a melhorar a blindagem biológica. Os 63 elementos combustíveis e o núcleo do reator possuem configuração cilíndrica sendo o combustível uma liga de hidreto de zircônio e urânio enriquecido a 20% em 235U. Os elementos combustíveis estão espaçados no núcleo por meio de placas superior e inferior de alumínio. A água entra no canal pelos orifícios da placa inferior, percorre a região ativa retirando o calor do elemento combustível, sai do canal nos espaços existentes entre as cabeças dos elementos e a placa superior. No processo de convecção natural de refrigeração, as forças de circulação provêm das diferenças de densidades entre as camadas de água ao longo dos canais. Contra estas forças agem as perdas por expansão e contração das áreas de escoamento na entrada e saída do canal, as perdas de energia cinética e potencial e as perdas por atrito. Medidas diretas do fluxo de massa nos canais não são possíveis. Este trabalho descreve os experimentos realizados em março de 2009, com o intuito de monitorar de fluxo de massa e a velocidade do refrigerante nos canais quentes do núcleo estando o sistema de refrigeração forçado desligado e ligado. Nos experimentos estes parâmetros foram medidos indiretamente através do balanço térmico, medindo-se a temperatura da água na entrada e na saída do canal, assim como avaliando-se o aquecimento, que é o resultado da soma das contribuições das potências das frações dos perímetros dos combustíveis em torno do canal. Foram monitoradas também a expansão do volume de água do poço devido ao aumento de sua temperatura e a influência no nível de radiação no ambiente do reator com o sistema de refrigeração forçada desligado e ligado. Para a medida de temperatura utilizaram-se duas sondas com termopares do tipo k. Os sinais foram monitorados, em tempo real, na tela do computador do sistema de aquisição de dados.
Palavras-chave: fluxo de massa; núcleo; termohidráulica; reator nuclear de pesquisa TRIGA; velocidade.
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CON10-0055 - MONITORAMENTO EM TEMPO REAL DA POTÊNCIA DE UM REATOR NUCLEAR DE PESQUISA PELO BALANÇO TÉRMICO
Mesquita, Amir Zacarias¹; Rezende, Hugo Cesar^2
1Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear/Comisão Nacional de Energia Nuclear. CDTN/CNEN; ²CDTN/CNEN
Resumo: Passados vários anos desde que os primeiros reatores nucleares de pesquisa TRIGA foram construídos, diversas metodologias foram utilizadas para calibração da potência térmica fornecida pelo núcleo. Nas operações normais a potência dos reatores nucleares é monitorada por meio de instrumentos que medem o fluxo de nêutrons. A calibração destes instrumentos é sempre feita por procedimentos térmicos. A medição mais exata possível do valor da potência é importante para o conhecimento do fluxo de nêutrons e para o cálculo da quantidade de combustível queimado (235U). A queima é linearmente dependente da potência térmica e sua determinação com precisão é importante também no cálculo dos produtos de fissão, da atividade dos combustíveis, do calor gerado no decaimento e na radiotoxidade. Nos dias 03.07.2009 e 13.08.2009, foram irradiados amostras no reator TRIGA IPR-R1 por cerca de 12 horas, em cada operação, à potência de 100 kW. As irradiações iniciaram-se no período da tarde, sendo a maior parte das operações realizadas à noite. O objetivo das operações foi uma prestação de serviço para a Eletronuclear de irradiação de amostras de Na2CO3/Na-24, para serem injetados nos geradores de vapor da Usina de Angra I. Como as operações foram de grande duração e realizadas à noite, quando são menores às flutuações de temperaturas ambiente, às condições eram ideais para avaliar a potência térmica do núcleo, pelo balanço de energia dissipada no circuito primário de refrigeração forçada. O método do balanço térmico, que é o padrão de calibração de potência para o IPR-R1, consiste no balanço em estado estacionário no sistema primário de refrigeração. Apesar do objetivo da operação não ter sido a realização da calibração da potência do reator, os principais parâmetros operacionais foram monitorados e arquivados pelo Sistema de Aquisição de Dados desenvolvido para o reator. Atualmente todas as operações do IPR-R1 são registradas por este sistema supervisório, conforme determinação do Relatório de Análise de Acidentes do TRIGA IPR-R1. Estes registros têm sido utilizados para análise e cálculos da evolução das variáveis neutrônicas e termohidrálicas envolvidos na operação do reator. Os valores de potência obtidos nas duas irradiações, durante o estado estacionário, foram comparados com os resultados da calibração da potência realizada em março deste ano e mostraram que o valor está dentro da margem de incerteza da metodologia utilizada (± 6%).
Palavras-chave: potência térmica; reator nuclear de pesquisa; balanço térmico; transferência de calor.
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CON10-1739 - PROPOSTA DE UTILIZAÇÃO DO REATOR NUCLEAR DE PESQUISA TRIGA IPR-R1 DO CENTRO DE DESENVOLVIMENTO DA TECNOLOGIA NUCLEAR (CDTN) EM PESQUISA E TREINAMENTO
Mesquita, Amir Zacarias¹; Lameiras, Fernando Soares¹; Vasconcelos, Vanderley de¹; Souza, Rose Mary Gomes Prado¹; Costa, Antônio Carlos Lopes da^1
1CDTN/CNEN - Centro de Desenv. da Tec. Nuclear/Comissão Nac. de Energia Nuclear
Resumo: O reator nuclear de pesquisa TRIGA IPR-R1, localizado no Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN) em Belo Horizonte, desde sua primeira criticalidade, ocorrida em 1960, é utilizado prioritariamente como um equipamento de suporte ao setor de química analítica, para ensaios de caracterização de materiais pela técnica de ativação neutrônica. Os reatores TRIGA (Training, Research, Isotopes, General Atomics) foram desenvolvidos com características de segurança intrínseca, principalmente, para serem utilizados em formação de pessoal e realização de pesquisas em tecnologia nuclear. O trabalho aqui apresentado propõe a ampliação da utilização do reator IPR-R1 e expansão de suas atividades nos vários campos de aplicação da engenharia nuclear. Essa proposta de trabalho está em consonância com a programação plurianual do CDTN. Se efetivada, contribuirá para os objetivos estratégicos do país relativos ao desenvolvimento científico e tecnológico e à formação de recursos humanos para o setor nuclear, indo ao encontro dos planos do governo federal de adotar a opção nuclear na geração de energia e também de projetar e construir um reator de pesquisa multipropósito, reator esse com algumas características similares ao reator TRIGA IPR-R1. Para implementação dessas iniciativas é necessário o fortalecimento da base científica, tecnológica e de formação de recursos humanos para o setor nuclear. Essa proposta atende também às recomendações da Agência Internacional de Energia Atômica - AIEA, que
Palavras-chave: Treinamento; Reator nuclear de pesquisa TRIGA; Neutrônica; Termohidráulica.
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CON10-1841 - SIMULAÇÃO DO PROCESSO PRODUTIVO DE VARETAS PARA O ELEMENTO COMBUSTÍVEL DA USINA NUCLEAR DE ANGRA 1
Abreu, João Luís Aguiar^1
1UERJ
Resumo: Este trabalho tem o objetivo de simular o processo produtivo das varetas que compõem o elemento combustível nuclear, do tipo 16STD utilizado em Angra 1, fabricado nas Indústrias Nucleares do Brasil. As varetas combustíveis são componentes do elemento combustível e servem como suporte as pastilhas de dióxido de urânio, barreira contra a liberação de produtos de fissão e fazem parte do sistema que mantém a geometria crítica de forma que ao ser acionada no reator ocorra a fissão nuclear, sendo assim a vareta é um dos principais componentes de um elemento combustível. O processo produtivo é composto de etapas de soldagem, enchimento, testes e inspeções. Será realizada uma simulação computacional do processo produtivo da vareta utilizando o programa PROMODEL Os tempos serão medidos em cada sub-processo e com a capacidade produtiva de cada um destes teremos a produtividade do processo, identificando deste modo o gargalo e apresentando possibilidades de otimização deste processo. Esta simulação tem como objetivo otimizar o aproveitamento das máquinas e operadores envolvidos no processo. Os sub-processos que serão modelados são: soldagem TIG, enchimento das varetas com pastilhas de dióxido de urânio (UO2), inspeções dimensionais das varetas, acoplamento sub-componente na vareta, enchimento de gás hélio, soldagem WPS, lavagem das varetas, teste de estanqueidade e armazenamento. Deste modo será apresentado o processo, a simulação, a identificação de dificuldades e gargalos no processo e serão elaboradas sugestões de melhorias.
Palavras-chave: Simulação; Vareta combustível; Otimização; Processo; PROMODEL.
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CON10-0235 - SIMULAÇÃO E AVALIAÇÃO DO DESEMPENHO DE UMA BOMBA ELETROMAGNÉTICA TERMOELÉTRICA CIRCULAR
Borges, Eduardo Madeira¹; Braz Filho, Francisco Antonio¹; Guimarães, Lamartine Nogueira Frutuoso¹; Camillo, Giannino Ponchio^1
1Instituto de Estudos Avançados - IEAv/CTA
Resumo: Sistemas de refrigeração que utilizam metal líquido como fluido de trabalho podem resfriar as altas densidades de potência térmica de núcleos de reatores rápidos, que podem utilizar bombas eletromagnéticas para o controle de escoamento dos circuitos de refrigeração. Sem partes móveis e com alta confiabilidade, bombas eletromagnéticas podem controlar o escoamento de um metal líquido de alta condutividade elétrica e térmica num circuito fechado. Estas características tornam este tipo de equipamento útil em sistemas projetados para não sofrer manutenção, como os espaciais. O programa de TEcnologia de Reatores Rápidos Avançados (TERRA) do Instituto de Estudos Avançados (IEAv), desenvolve equipamentos e sistemas de interesse para aplicação em reatores rápidos avançados para uso em terra e no espaço. Uma possível aplicação deste tipo de tecnologia é na geração de energia elétrica no espaço, utilizando um sistema similar ao do projeto norte americano SP-100 de reatores espaciais, iniciado na década de 80, e que ainda apresenta muitos sistemas em desenvolvimento. Neste artigo pretendem-se detalhar e simular o funcionamento de uma bomba eletromagnética termoelétrica (EMTE) circular que poderá ser utilizada no controle de escoamento dos circuitos primário e secundário de Lítio líquido de um reator espacial similar ao do SP-100. As simulações da bomba EMTE, dos circuitos primário e secundário do reator espacial e dos pontos de atuação dos sistemas, em função da potência térmica do reator em estudo, são efetuadas com o programa BEMTE-3. As bombas eletromagnéticas utilizam o princípio de Faraday, no qual a interação de corrente elétrica e campo magnético geram uma força magnetomotriz, que produz a circulação do fluido. Em uma bomba eletromagnética termoelétrica a sua corrente elétrica é gerada pelos conversores termoelétricos (TE), que transformam a diferença térmica, imposta a seus terminais, em corrente elétrica. Esta corrente elétrica circunda o magneto (neste caso do tipo circular) de Hiperco-27, gerando o campo magnético, que é conduzido pelo próprio magneto. A interação campo-corrente gera a força magnetomotriz, isto ocorre nos canais da bomba, onde há Lítio líquido dos circuitos primário e secundário do reator espacial. Portanto a bomba EMTE controla o escoamento do fluido de trabalho, em função da potência térmica e de outros parâmetros do reator.
Palavras-chave: bomba eletromagnética; reator espacial; energia.
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CON10-0299 - SISTEMA DE SEGURANÇA PARA IRRADIADORES GAMA CATEGORIA IV USANDO LINGUAGEM DE PROGRAMAÇÃO GRÁFICA
da Silva, Samul Justino¹; Silva, Roberson José¹; Castro Filho, Hildebrando Ferreira¹; Martins, Cristiane Aparecida^1
1Instituto Tecnológico de Aeronáutica
Resumo: Os Irradiadores Gama categoria IV são máquinas industriais aplicadas no processamento por radiação (esterilização, descontaminação, polimerização e modificação) de diversos produtos. Nestas máquinas são instaladas grandes quantidades de material radioativo, geralmente fontes do radioisótopo artificial Cobalto-60, portanto são capazes de fornecer altas taxas de dose em minutos, as quais são letais para os seres humanos se expostos a fonte radioativa. Para garantir a proteção ocupacional e ambiental, o sistema de segurança da instalação deve empregar o conceito conhecido por defesa em profundidade, ou seja, provido de barreiras múltiplas para que a falha em um nível, seja compensada por outro nível, de modo que o sistema total de segurança não seja comprometido. Tal sistema de segurança é composto de diferentes dispositivos, sensores e atuadores digitais e analógicos, além de um controlador central que deve possuir um alto grau de confiabilidade. Este artigo apresenta o desenvolvimento de um sistema de segurança empregando linguagem gráfica de programação (LabVIEW), mostra a montagem de um circuito de testes capaz de simular os sensores utilizados no sistema de segurança de Irradiadores, discute os resultados dos testes de funcionamento do sistema desenvolvido comparando com os requisitos das normas específicas e argumenta as vantagens do uso deste tipo de linguagem para construção de sistemas de segurança baseados em PC, visando atendimento às normas da IAEA e garantindo a proteção de pessoas e meio ambiente da ação da radiação ionizante.
Palavras-chave: irradiador Gama; sistema de segurança; linguagem ´gráfica.
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CON10-0068 - SISTEMA PARA SIMULAÇÃO DA EVOLUÇÃO DO FLUXO DE NÊUTRONS EM UM REATOR NUCLEAR DE PESQUISA, UTILIZANDO O SOFTWARE LABVIEW®
Pinto, Antonio Juscelino¹; Mesquita, Amir Zacarias¹; Saraiva, Eduardo Tadeu Stehling¹; Tello, Clédola Cássia Oliveira^1
1CNEN/CDTN
Resumo: O reator nuclear de pesquisa TRIGA IPR-R1 Mark 1 do Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN (Belo Horizonte) é um reator do tipo piscina. Foi projetado para pesquisas, treinamento e produção de radioisótopos. A Agência Internacional de Energia Atômica - AIEA - recomenda o uso de interfaces amigáveis para o monitoração e controle dos parâmetros operacionais dos reatores nucleares. Este artigo relata as atividades desenvolvidas para a implementação de um sistema, utilizando o "software" LabVIEW®, com o objetivo de dotar o reator TRIGA IPR-R1 de um moderno, seguro e confiável sistema de simulação da evolução temporal do fluxo neutrônico, que é proporcional à potência térmica fornecida pelo núcleo. O sistema atende as necessidades de treinamento e qualificação de pessoal nesta área. A utilização do LabVIEW® irá introduzir técnicas modernas, baseadas em instrumentos virtuais e interface visual em monitores de vídeo. A utilização do LabVIEW® permite a transmissão de dados e interfaces gráficas pela rede e videogravações, em tempo real, do núcleo do reator. O sistema, além de simular, poderá também monitorar o comportamento de todas as variáveis operacionais da instalação, substituindo os registradores gráficos mecânicos atualmente utilizados. No futuro poderá também ser otimizado para realizar o controle total do reator nuclear de pesquisa TRIGA IPR-R1.
Palavras-chave: reator nuclear de pesquisa TRIGA; LabVIEW; Sistema Supervisório; Fluxo de Neutrôns; Treinamento.
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CON10-0409 - TÉCNICAS MONTE CARLO APLICADAS NA SIMULAÇÃO COMPLETA DA AQUISIÇÃO DE IMAGENS POR TOMOGRAFIA COMPUTADORIZADA CONVENCIONAL: DOS DADOS DE PROJEÇÃO À DOSE EFETIVA.
Loureiro, Eduardo César de Miranda^1
1Escola Politécnica de Pernambuco - POLI-UPE
Resumo: A Tomografia Computadorizada (TC) tem avançado muito rapidamente tendo em vista o grande aumento no número de exames realizados. Nota-se também o aumento na diversidade de aplicações clínicas que utilizam esta técnica. TC é um procedimento geralmente associado a relativamente altas taxas de doses. Enquanto representa 5% dos exames radiológicos realizados já contribui com um terço da dose coletiva associada a estes procedimentos. Portanto, estudos buscando a otimização destas doses são bem-vindos. A simulação em computadores usa modelos teóricos para predizer o desempenho de sistemas reais. Este tipo de simulação é capaz de, dentre outras habilidades, avaliar o impacto de mudanças nos parâmetros geométricos de um tomógrafo (tamanho do detector, distância fonte-detector, distância fonte-isocentro) na resolução da imagem, por exemplo. O desenvolvimento de novos algoritmos de pré-processamento e de reconstrução da imagem e a avaliação da dose em órgão e tecidos do corpo humano são tarefas que já vêm sendo desenvolvidas utilizando simulações em computadores. Neste trabalho, aquisições de imagens de TC convencional foram completamente simuladas. Técnicas Monte Carlo foram aplicadas na simulação do transporte da radiação para a obtenção dos dados de projeção e para calcular coeficientes de conversão para doses em órgãos e tecidos de um modelo antropomórfico feminino. A simulação em computador do processo completo de aquisição de dados (contagens nos detectores) e também do processo de reconstrução da imagem é uma ferramenta valiosa e efetiva para avaliar os efeitos da mudança nos parâmetros individuais. Um algoritmo de reconstrução gráfico foi desenvolvido para a obtenção das imagens tomográficas virtuais. Várias geometrias diferentes foram simuladas e os efeitos na qualidade de imagem e na dose em órgãos e tecidos foram avaliados. A avaliação da influência do "bowtie filter" no combate ao efeito de endurecimento do feixe e na diminuição das doses também foi constatada. Para este fim, foram necessárias duas "histórias" Monte Carlo para cada fóton simulado.
Palavras-chave: Tomografia Computadorizada; Monte Carlo; Transporte de radiação ionizante; Dose em TC.
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CON10-2369 - VALUATION OF CHANGES IN THE CLADDING AND FUEL TEMPERATURES AFTER AN EXTREME TRANSIENT CASE OF CONTROL ROD BANKS WITHDRAWAL IN A BWR
Costa, Antonella Lombardi¹; Lima, Cláubia Pereira Bezerra¹; Veloso, Maria Auxiliadora Fortini¹; Soares, Humberto Vítor^1
1Universidade Federal de Minas Gerais
Resumo: Instabilities in BWR (boiling water reactor) are possible to occur when an operating condition becomes unstable after some change in system parameters. As a consequence, state variables identifying the reactor working conditions are observed to oscillate in different ways depending on the modalities of the departure from the stable operating point. In this work, the RELAP5/MOD3.3 thermal-hydraulic system code and the PARCS/2.4 3D neutron kinetic code were adopted to simulate coupled instability phenomena in the Peach Bottom BWR. In the transient investigated, the control rod banks (CRB) are continuously removed from the core starting from 20 s (steady state) up to 40 s. The reactor was brought to unstable behaviour. The power remained with a behavior approximately constant up to about 90 s but it begins to oscillate with amplitudes reaching more than 80% of total power. The cladding temperature increases drastically in one extreme of a selected fuel assembly (axial level 3) after the rod banks are removed. This phenomenon is directly connected with the change in axial power distribution, which is drastically affected by the rod banks withdrawal. Since after rod withdrawal, the coolant density is much higher at the bottom core inlet, the expected bottom-peaked power profile is observed. The fuel temperature rises drastically, at the level 3. Temperatures of about 1200 K were observed. These values are below the melting point of the fuel (≈ 3073 K) during this transient. In the calculation, the scram intervention was not considered, because the main interest was to assess the core parameters evolution during an extreme event.
Palavras-chave: BWR instability; RELAP5; PARCS; power oscillation.
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CON10-1852 - ZINC MAPPING IN PROSTATE TISSUE USING SYNCHROTRON X-RAY MICROFLUORESCENCE.
Leitão, Rberta Gama¹; Anjos, Marcelino José²; Canellas, Catarine Gondim Leitão.¹; Pereira, Marcelo Oliveira.³; Pereira, Gabriela R.¹; Palumbo, Antônio Junior⁴; Souza, Pedro A. V. R.⁴; Ferreira, Luiz Claúdio⁵; Nasciutti, Luiz Eurico⁴; Lopes, Ricardo Tadeu^1
1COPPE/UFRJ; ²marcelin@lin.ufrj.br; ³CEFET-RJ; ⁴UFRJ; ⁵Fundação Oswaldo Cruz
Resumo: Many elements play an essential role in a number of biological processes as activators or inhibitors of cellular and enzymatic activity. The topographic and quantitative elemental analysis of pathologically changed tissues may shed some new light on processes leading to the degeneration of cells in the case of selected diseases. Zinc concentration in a prostate gland is much higher than that in other human tissues. The high concentration of zinc in the prostate suggests that zinc may play a role in prostate health. The aim of this work was to study the elemental distribution for Zinc in prostate tissues from patterns of relative fluorescence intensities. The measurements were performed in standard geometry of 45o incidence, exciting with a white beam and using a conventional system collimation (orthogonal slits) in the XRF beam line at the Synchrotron Light National Laboratory (Campinas, Brazil). The prostate glands were cut into pieces (slice) with thickness of 0.5 mm. The results showed the zinc distribution was not uniform for different zones of the prostate analyzed.
Palavras-chave: X-Ray Fluorescence; Synchrotron radiation; Micro-XRF; Zinc distribution; Prostate tissue.
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