Trabalhos apresentados na Primeira Semana de Engenharia ... · Retroespalhamento de raios X Resumo: O uso da radiografia computadorizada, com o Image Plate, está se desenvolvendo

Trabalhos apresentados na Primeira Semana de Engenharia Nuclear da

Universidade Federal do Rio de Janeiro

Agosto/2011

Título: Uso de técnicas de regularização em umprocesso de reconstrução de funções constantespor partes utilizando a transformada do raio X

Autor: Alberto Ramon Ferreira Teixeira

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Título: Modelagem do transporte deradionuclídeos na Baía da Ilha Grande após umLBLOCA no sistema primário de um reator PWRAutores: André Silva de Aguiar, Francisco FernandoLamego Simões Filho, Abner Duarte Soares, e CelsoMarcelo Franklin Lapa

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Título: Métodos de Inteligência Computacionalaplicados ao Problema da Recarga de ReatoresNuclearesAutores: Alan Miranda Monteiro de Lima, Andressados Santos Nicolau, Ioná Maghali Santos de Oliveira,Roberto Schirru.

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Título: Ensaios neutrongráficos de amostrasconfeccionadas com ligas de concreto especialcontendo granulados de PET recicladoAutores: Antonio Carlos Alves de Moraes, VerginiaReis Crispim, Romildo D. Toledo Filho, FranciscoJ.O. Ferreira

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Título: COMPUTATIONAL MODELING OFAMERSHAM I-125 SOURCE MODEL 6711 ANDPROSPER Pd-103 SOURCE MODEL MED3633 USINGMCNP

Autor: Artur Ferreira de Menezes

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Título: Uma revisão na gestão de rejeitos:combustível irradiado, reprocessamento,particionamento e transmutação

Autor: Claudia Siqueira da Silveira

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Título: Estudo da influência doretroespalhamento de raios X em materiais naQualidade de Imagem da RadiografiaComputadorizada

Autor: Dalton José Menezes Cuevas Beltran

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Título: REATORES INOVADORES: REATOR A ALTATEMPERATURA DE LEITO FLUIDIZADO

Autor: Daniela Maiolino Norberto Santiago

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Título: Solução das equações de depleçãoisotópica usando o método da decomposição esoluções analíticas.

Autor: Fabiano de Souza Prata

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Título: Modelagem e Simulação Computacional deTratamentos Radioterápicos.

Autor: Leonardo da Silva Boia

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Título: Simulação de tratamentos deBraquiterapia com fontes HDR usando o Códigode Monte Carlo Geant4.

Autor: Maximiano Correia Martins

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Título: Novo Procedimento para a Pesquisa deCriticalidade Usando Métodos Nodais de MalhaGrossa

Autor: Wanderson de Freitas Pereira Neto

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Título: Uso de técnicas de regularização em um processo de reconstrução de funçõesconstantes por partes utilizando a transformada do raio X


Orientador: Nilson Costa Roberty

Palavras chaves: Escoamento Multifásico, Tomografia Computadorizada, Problemas

Inversos

Resumo:

Este trabalho apresenta uma metodologia para a reconstrução de funções

constantes por partes. O trabalho foca em uma aplicação desta metodologia para

identificar as fases de um escoamento multifásico estratificado (água-óleo-gás) no

interior de um duto. O princípio físico está baseado na atenuação do raio X. Cada

elemento do composto tem uma seção de choque específica fazendo com que a

intensidade de raio X vai diminuindo a medida que a radiação interage com os materiais.

Para mostra a idéia, usamos um feixe paralelo em duas dimensões. Para o caso de três

dimensões, cada raio gera uma equação algébrica. O experimento mostra que com uma

única vista (par fonte-detector) é possível obter informações de um escoamento

estratificado podendo reconstruí-lo em determinadas situações.

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Inversos

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Inversos

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Título: Modelagem do transporte de radionuclídeos na Baía da Ilha Grande após umLBLOCA no sistema primário de um reator PWR

Autores: André Silva de Aguiar, Francisco Fernando Lamego Simões Filho, Abner Duarte

Soares, e Celso Marcelo Franklin Lapa

Orientador: Celso Marcelo Franklin Lapa

Colaboradores: Francisco Fernando Lamego Simões Filho

Palavras chaves: 1. Reator PWR 2. Modelagem ambiental. 3. Liberações Acidentais. 4.

Radionuclídeos 5. SisBaHiA

Resumo:

Este trabalho teve como objetivo avaliar o impacto de liberação acidental postulada deradionuclídeos a partir de reator de potência, através da modelagem ambiental no meio

aquático. Para isso foram usados modelos computacionais hidrodinâmico e de transporte para asimulação da dispersão de radionuclídeos causada por um acidente em uma central nuclear dotipo PWR. Este exercício foi realizado com auxílio de um sistema acadêmico de códigos

desenvolvido pela COPPE/UFRJ, chamado SisBaHiA.

A usina de Angra 3 é um reator que usa a água leve pressurizada como moderador erefrigerante do núcleo. Postulou-se então, um acidente do tipo LOCA (Loss of coolant accident),

precisamente um LBLOCA, no sistema de resfriamento do núcleo (sem fusão), durante o qualforam quase instantaneamente perdidos 431 m3 de refrigerante. Tal inventário continha

1,87x1010 Bq/m³ de trício, 2,22x107 Bq/m³ de cobalto e 3,48x108 Bq/m³ de césio, usina a 100%de operação, e foi lançado próximo a praia de Itaorna, Angra dos Reis – RJ.

Aplicando o modelo no cenário proposto (usina Angra 1 e 2 em funcionamento e Angra 3

com variação da captação e descarga tendo a descarga progressivamente reduzida após oacidente), a diluição da atividade específica da mancha dos radionuclídeos simulados, alcançouvalores inferiores após 22 horas, aos níveis de referência para água do mar (1,1x106 Bq/m³,

1,11x104 Bq/m³ e 1,85x103 Bq/m³), respectivamente para o 3H, 60Co e 137Cs. Após 54 horas desimulação os níveis dos radionuclídeos, na área de influência indireta, já estão abaixo dos

valores mínimos de atividade detectados pelo laboratório de monitoração ambiental da CNAAA(5,2x104 Bq/m³, 3,0x102 Bq/m³ e 2,5x102 Bq/m³), respectivamente para o ³H, 60Co e 137Cs.

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Título: Métodos de Inteligência Computacional aplicados ao Problema da Recarga deReatores Nucleares

Autores: Alan Miranda Monteiro de Lima, Andressa dos Santos Nicolau, Ioná Maghali

Santos de Oliveira, Roberto Schirru.

Orientador: Roberto Schirru

Palavras chaves: Recarga do Reator Nuclear, Otimização, Algoritmos Evolucionários,

Algoritmos de Inspiração Quântica.

Resumo:

O objetivo deste trabalho é apresentar o Problema da Recarga de Reatores

Nucleares (PRRN), mostrando a viabilidade da utilização de alguns métodos de

Inteligência Computacional na solução deste problema. Os métodos abordados neste

trabalho correspondem aos algoritmos de Colônia de Formigas, Colônia de Abelhas,

Enxames de Partículas, Algoritmos Genéticos, além de uma abordagem de inspiração

quântica para o Algoritmo Genético. Além de introduzir os principais aspectos do PRRN,

serão introduzidos as principais características de cada método utilizado. Os resultados

deste trabalho comprovam a viabilidade e a eficiência de cada método abordado como

técnica de solução de problemas da área nuclear.

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Título: Ensaios neutrongráficos de amostras confeccionadas com ligas de concretoespecial contendo granulados de PET reciclado

Autores: Antonio Carlos Alves de Moraes1, Verginia Reis Crispim1, Romildo D. Toledo

Filho 2 Francisco J.O. Ferreira3

Orientadora: Verginia Reis Crispim

Palavras chaves:Neutrongrafia, microfissuras,concreto, granulado de PET,

Resumo:

Objetivou-se inspecionar microfissuras em corpos de prova de concreto especial,

por meio de ensaios neutrongráficos. O feixe de nêutrons térmicos utilizado para tal foi

extraído do canal J-9, situado na coluna térmica do reator Argonauta/IEN/CNEN/RJ,

onde se encontra instalado um sistema neutrongráfico. Os corpos de prova inspecionados

foram moldados, na forma cilíndrica, com concreto padrão e com concreto modificado,

trocando-se a areia grossa por granulados de PET reciclados, na composição original.

Foram submetidos à compressão numa prensa SHIMADSU UH F 1000, provocando as

microfissuras. Depois, foram fatiados por uma serra elétrica, em espessuras de 50 micra.

Utilizou-se a solução de nitrato de gadolínio como agente de contraste, para acentuar a

visualização dessas microfissuras. A Neutrongrafia demonstrou ser uma técnicaconveniente a esse tipo de inspeção, já que as microfissuras foram bem visualizadas. Os

granulados de PET reciclados atenderam às Normas da ABNT, podendo ser empregados

na construção de casas populares, quer seja no concreto estrutural (PP a 25%), ou nos

pisos de residências (PEAD a 25% e a 50%). Com base nas propriedades mecânicas de

compressão e elasticidade reveladas por esse concreto especial, após ser submetido aos

ensaios convencionais de Engenharia Civil, e pelas imagens neutrongráficas obtidas,

concluiu-se que seu emprego poderá ser viável, inclusive, nas construções civis em locais

sujeitos a abalos sísmicos.

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Título: COMPUTATIONAL MODELING OF AMERSHAM I-125 SOURCE MODEL 6711 ANDPROSPER Pd-103 SOURCE MODEL MED3633 USING MCNP


Orientador: Ademir Xavier da Silva

Colaborador: Juraci Passos Junior

Palavras chaves: LDR, I-125, Pd-103

Resumo:

In this study was used the MCNP code, based on Monte Carlo Method, to model

and simulate the I-125 Amersham Health source model 6711 and Pd-103 Prospera source

model MED3633 for the purpose to obtain the dose rate constant (Λ) dosimetric

parameters. To obtain the results, geometries were modeled and implemented in MCNP.

These physical parameters are important for the efficiency of prostate brachytherapy

treatment planning using low dose rate (LDR) sources. This study was based on Task

Group 43 Protocol recommendations of the “American Association of Physicists in

Medicine” AAPM. We found the values of 0,94 and 0,67 for the dose rate constant for the

I-125 and Pd-103 sources respectively. The results showed in good agreement with the

literature values using different Monte Carlo codes for specific purposes and withexperimental measurements using ionization chambers and dosimeters (TLD).

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Título: Uma revisão na gestão de rejeitos: combustível irradiado, reprocessamento,particionamento e transmutação


Orientador: Professor Antonio Carlos Marques Alvim

Palavras chaves: Gestão de rejeito, Reprocessamento, Particionamento, Transmutação

Resumo:

Rejeito é produzido em todos os estágios do ciclo do combustível nuclear.

Enquanto grandes volumes de rejeitos radioativos de meia vida curta já são manuseados

pela indústria nuclear em instalações de estocagem em superfície, a gestão dos rejeitos

de alta atividade de meia vida longa ainda não está decidida em detalhes e, está em

progressivos estudos nos países que fazem uso intenso da energia nucleoelétrica. Em um

ciclo de combustível fechado, a gestão de rejeito desde a sua produção até sua

deposição final aparenta com uma cadeia, cujos elos são: reciclagem, acondicionamento,

armazenamento e disposição do rejeito. Com a opção de ciclo do combustível aberto, o

primeiro elo está ausente. Este texto tem por objetivo fazer uma revisão para rejeito

radioativo, dando sua classificação e os principais elementos no combustível irradiado.

Discorrer sobre o reprocessamento, particionamento e transmutação, mostrando suasvantagens e desvantagens.

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Título: Estudo da influência do retroespalhamento de raios X em materiais naQualidade de Imagem da Radiografia Computadorizada


Orientador: Ricardo Tadeu Lopes

Colaboradores: Davi Ferreira de Oliveira, Aline Saddock de Sá Silva

Palavras chaves: Radiografia Computadorizada, Qualidade de Imagem,

Retroespalhamento de raios X

Resumo:

O uso da radiografia computadorizada, com o Image Plate, está se desenvolvendo

como uma prática de ensaio não destrutivo na área industrial. Geralmente recomenda-se

o uso de uma placa de chumbo na parte de trás do Image Plate devido às influências do

retroespalhamento de raios X. Neste trabalho foi realizado um estudo do

retroespalhamento de raios X com o uso de diferentes materiais. Os materiais avaliados

foram chumbo, acrílico, madeira, aço, ar, PVC, alumínio, água e concreto, posicionados

na parte de trás da placa de fósforo. Esses materiais tinham espessuras suficientes para

permitir grande influência do retroespalhamento Compton, exceto o ar. Os parâmetros

de qualidade da imagem foram a resolução básica espacial (adquirido pelo indicador dequalidade de imagem de fio duplo), a sensibilidade (adquirido pelo indicador de

qualidade de imagem de arame) e a relação sinal-ruído normalizada conforme as normas

da radiografia computadorizada. Empregou-se o Image Plate tipo IPX, o escâner modelo

CR Tower e o equipamento de raios X da YXLON. O Image Plate foi exposto a duas

experiências, a primeira usando um feixe de raios X não colimado e a segunda usando

um feixe de raios X colimado. Os parâmetros da primeira experiência não mostraram

comportamento similar com a intensidade do retroespalhamento de raios X em relação

aos diferentes materiais, contudo, na segunda experiência verificou-se um padrão

significativo. A principal conclusão deste estudo é que a qualidade da imagem digital foi

influenciada pela intensidade de retroespalhamento de raios X. Em suma, verificou-se

uma perda da qualidade de imagem, representada pelos parâmetros estudados, para os

materiais que favoreceram a intensidade de retroespalhamento.

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Título: REATORES INOVADORES: REATOR A ALTA TEMPERATURA DE LEITO FLUIDIZADO


Orientadores: Prof. Antonio Carlos Marques Alvim & Prof. Su Jian

Palavras chaves: HTGR, Pebble Bed

Resumo:

O Brasil integra o grupo de países, que se comprometeram a desenvolver reatores

nucleares que sejam mais seguros e sustentáveis. Esses reatores são conhecidos como de

4ª. Geração (GEN IV), e ainda encontram-se em fase de pesquisa e desenvolvimento. No

Fórum Generation IV International Forum (GIF) sugeriu-se os reatores da quarta geração

que deverão operar por volta de 2030. Dentre eles, está o projeto do HTGR. Neste

trabalho apresentaremos o funcionamento deste reator, dando enfoque ao reator tipo

Pebble Bed, bem como suas principais características de segurança. Serão abordadas as

principais características do elemento combustível tipo Pebble, e das pastilhas

combustíveis TRISO. O HTGR por ser um reator a altas temperaturas é adequado para a

produção de Hidrogênio, sendo com isso um dos reatores a satisfazer o quesito de co-

geração e sustentabilidade. Assim, considerando-se a co-geração, a possibilidade de ser

operado de forma modular, e o fato de o Brasil ter a tecnologia de produção doselementos combustíveis, o reator HTGR torna-se o candidato mais cotado a ser instalado

no país, se suas características de segurança forem satisfatórias.

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Título: Solução das equações de depleção isotópica usando o método dadecomposição e soluções analíticas.


Orientadores: Fernando Carvalho da Silva e Aquilino Senra Martinez.

Palavras chaves: 1. Equações de depleção. 2. Combustível Nuclear. 3. Actinídeos

Resumo:

Neste trabalho, propomos uma nova formulação para se obterem as soluções das

equações de depleção isotópica em uma cadeia de actinídeos onde existem

realimentações por meio de reações do tipo (n,2n). A solução destas equações, ou seja,

a obtenção das concentrações isotópicas no núcleo do reator, é a tarefa que consome

maior tempo de computação nos sistemas de cálculo que simulam o núcleo de reatores

nucleares, sendo de interesse para a indústria nuclear que este tipo de cálculo seja feito

da forma mais rápida possível, sem que haja perda na precisão dos resultados.

Na parte da cadeia onde existe realimentação utilizamos o método da

decomposição e no restante da cadeia empregamos as soluções analíticas. Com as

concentrações calculadas, podemos obter as concentrações médias de forma analítica,

cujo resultado é extremamente útil para o cálculo das concentrações dos produtos defissão.

Os resultados desta formulação mostraram que a precisão dos cálculos foi

satisfatória e a redução no tempo computacional foi extremamente elevada.

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Título: Modelagem e Simulação Computacional de Tratamentos Radioterápicos.



Palavras chaves: DICOM, SAPDI, Scan2MCNP, MCNPX

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Pesquisas na área de simulação computacional vêm tendo uma grande projeção na

área médica devido à geração de resultados satisfatórios que podem contribuir para os

tratamentos radioterápicos. O código Monte Carlo MCNPX, possibilita a manipulação dos

dados computacionais de pacientes através das imagens médicas DICOM, e a reprodução

do cenário experimental no ambiente computacional para simulação. Para a realização

deste processo, utiliza-se o sistema computacional SAPDI (Sistema Automatizado de

Processamento Digital de Imagem), o software Scan2MCNP, que manipula, processa e

converte as imagens médicas geradas por equipamentos CT ou MRI, realizando a seleção

e a parametrização da área de estudo em questão (tecidos e órgãos) para um arquivo de

entrada, e o código MCNPX para o processo de simulação dos dados. Com isso, é possível

simular diversos tipos de problemas e do nível de radiação proposto ao tratamento

optado pela equipe médica responsável pelo paciente.

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Título: Simulação de tratamentos de Braquiterapia com fontes HDR usando o Códigode Monte Carlo Geant4.



Colaborador: Denison de Souza Santos

Palavras chaves: Monte Carlo, Braquiterapia, Geant4, fantomas de voxels.

Resumo:

A radioterapia é um método capaz de destruir células tumorais, empregando feixe deradiações ionizantes. Uma dose pré-calculada de radiação é aplicada, em um determinado

tempo, a um volume de tecido que engloba o tumor, buscando erradicar todas as célulastumorais, com o menor dano possível às células normais circunvizinhas, à custa das quais se faráa regeneração da área irradiada. A braquiterapia consiste em uma técnica de Radioterapia na

qual uma ou mais fontes radioativas são dispostas na forma de pequenas sementes encapsuladasno interior do ou próxima ao tumor, consequentemente afetando ao mínimo os órgãos mais

próximos e preservando os mais distantes da área do implante. O radioisótopo Irídio-192 élargamente usado para esta finalidade na forma de tratamento High Dose Rate (HDR), onde altastaxas de dose estão disponíveis para tratar um volume alvo pequeno com bastante eficácia e

precisão, do ponto de vista clínico. Sendo assim a técnica HDR com fonte de 192Ir tornou-se aprincipal alternativa ao tratamento complementar de radioterapia, para vários tipos de tumoresentre os quais podemos citar: tumores de próstata, mama, canal anal, colo uterino, ovário,

cabeça e pescoço, entre outros. A grande vantagem da braquiterapia e o afterloadingremotamente, isto é, o recolhimento da fonte após o tratamento ser feito sem necessidade de

presença de staff (médicos e enfermeiros) no local, eliminando assim a exposição dostrabalhadores, e devido a atividade da fonte que pode variar de 10 a 2 Ci em alguns minutos opaciente é liberado e pode voltar para casa sem nenhum risco aos familiares. Recentemente,

diversos trabalhos em braquiterapia têm sido direcionados ao estudo das distribuições de doseao redor das fontes. Paralelamente ao trabalho experimental segundo a Associação Americanade Físicos em Medicina (AAPM TG – 43) é importante aprimorar também os métodos de simulação

em Monte Carlo destas fontes e seu comportamento em meio às heterogeneidades decomposição dos órgãos e tecidos do corpo humano pois assim é possível reduzir-se as incertezasassociadas ao valor da dose entregue ao volume alvo, procurando sempre minimizar o dano ao

paciente submetido a essas técnicas. Para isto, neste trabalho é utilizado o código de MonteCarlo Geant4, desenvolvido pelo CERN, para modelagem e simulação da fonte de braquiterapia

MicroSeletron V3 HDR bem como fantomas de voxels para simular o corpo do paciente e otratamento.

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Título: Novo Procedimento para a Pesquisa de Criticalidade Usando Métodos Nodaisde Malha Grossa


Orientador: Fernando Carvalho da Silva / Aquilino Senra Martinez

Palavras chaves: Método Nodal; NEM; Reator Nuclear; Criticalidade.

Resumo:

O Método de Expansão Nodal (NEM) é usado tanto para cálculos de recarga do

núcleo quanto para o monitoramento de operação de reatores nucleares, tendo como

principal objetivo calcular o fluxo de nêutrons no reator. Em sistemas computacionais,

que usam NEM, a busca de criticalidade é feito após a convergência do processo iterativo

de cálculo do fluxo de nêutrons. Este processo é chamada de método clássico.

O método clássico para a busca crítica da concentração de boro é feita alterando

o valor de concentração de boro somente após a convergência do fator de multiplicação

e do fluxo de nêutrons e este processo é repetido até que o valor final do fator de

multiplicação seja igual a um.

Neste trabalho é proposto um novo procedimento para a busca de criticalidade,

que será feita ao longo do processo iterativo para calcular o fluxo de nêutrons. Portanto,ao final de um processo iterativo o algoritmo exibe o fator de multiplicação crítico, os

valores de fluxo de nêutrons médio para cada nodo e a concentração de boro solúvel

(em ppm) à ser diluído no moderador.

Os resultados obtidos mostram que o tempo de processamento para o cálculo do

fluxo de nêutrons é reduzido pela metade quando comparado com o método clássico. E

os resultados mantêm a mesma precisão.

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Agradecimentos

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