COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR
I N S T I T U T O DE ENGENHARIA NUCLEAR
RELATO'RIO TÉCNICO ANUAL DE 1983
R I O D E J A N E I R O
COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR
INSTITUTO DE ENGENHARIA NUCLEAR
RELATÓRIO TÉCNICO ANUAL DE 1983
Rio de Janeiro, BRASIL
Dezembro, 1984
BRASIL. CNEN/IEN
Relatório Técnico Anual de 1983 Rio de Janeiro, IEN, 1981
I. Título. II. série.
CDU 061.62(81)"1983"(0«*7.3)
Os resultados e conclusões aqui apresentados não são reservados. Algumas informações são de caráter preliminar. Os interessados em maiores informações poderão contatar com os autores.
ENDEREÇO PARA CORRESPONDÊNCIA
CNEN/INSTITUTO DE ENGENHARIA NUCLEAR DIVISÃO DE INFORMAÇÃO E DOCUMENTAÇÃO C P . 2186
2 0 0 0 1 R i o de J a n e i r o , RJ, BRASIL
NUCLEIRAS CEM!*) DE MCUMBffAÇAO
INSTITUTO DE ENGENHARIA NUCLEAR
SUMARIO PÁGINA 1. Introdução 5
Alcyr Maurício
2. Departamento de Apoio Técnico Científico 9
L. F. V. Schneider
3. Divisão de Matemática e Computação 19
J. A. W. ãa Nóbrega
•». Departamento de Física 35
A. G. da Silva
5. Departamento de Instrumentação e Controle 91
H. A. de Mello
6. Departamento de Materiais e Metalurgia 117
H. T. Neves
7. Departamento de Química 145
B. A. L. Amorim
8. Departamento de Reatores 181
L. 0. de B. Aghina
9. Seção de Proteção Radiológica 273
INTRODUÇÃO
Aleyr Maurício
0 Instituto de Engenharia Nuclear, órgão integrarIfc da Co missão Nacional de Energia Nuclear, nasceu da idéia d» um grupo de abnegados que sonhavam com o desenvolvimento da energia nu-clear no Brasil, em torno da construção de um reator no nosso país, com técnicos brasileiros. 0 Argonauta é a materialii*<,Io desse sonho e o núcleo a partir do qual cresceu o nosso TnFtitu to.
Ao Argonauta se somaram outros empreendimentos como o Labo ratório de Materiais Nucleares (LAMAN), o Circuito ã Sódio (CTS-1). o Ciclotron e o desenvolvimento de Instrumentação Nuclear . que hoje constituem a infraestrutura das áreas de atuação do IEN.
Dentro em breve as novas instalações do Departamento de instru-mentação, do Galpão Tecnológico do Sódio e do Berílio, propor-cionarão melhores condições de desempenho para as missões do IEN.
Na nova fase que se inaugurou no IEN em 1979, com seu re-torno ao âmbito da CNEN, voltamos a crescer e a ampliar nossa ãrea de atuação já bastante diversificada, abrangendo quase to dos os campos das aplicações pacíficas da energia nuclear.
0 Instituto apresenta hoje, um elenco de atividades técni ca-científicas e técnicas de apoio, que se distribuem pelas se guintes areas:
Reatores
Desenvolvimento da tecnologia de Reatores Rápidos e Reato res de Pesquisa, abrangendo aspectos teóricos e experimentais nas ãreas de Engenharia, Física e Segurança de Reatores. Drsta cando-se;
- Neútrõnica técnica/experimental, - Operação do Reator Argonauta, - Tecnologia do sSdio,
Desenvolvimento e fabricação de protótipos eletrônicos, ma nutenção e teste de equipamentos e sistemas e assessoria na área de instrumentação e controle.
Desenvolvimento de pesquisa em física nuclear experimental, fundamental e aplicada, dirigidas a:
- Produção de radioisotopos para fins medicinais,
- Estudos de danos por irradiação,
- Obtenção de dados nucleares,
- Analise por ativação
Química
Desenvolvimento de pesquisa básica, aplicada e de ativida des de apoio dirigidos a:
- Tecnologia de combustíveis nucleares,
- Reprocessamento,
- Enriquecimento isotópico,
- Apoio analítico
Materiais e Metalurgia
Desenvolvimento de pesquisa aplicada sobre materiais de aplicação nuclear e presta apoio técnico a projetos de intere£ se do IEN e da CNEN, destacando-se:
- Metalografia,
- Ensaio3 Destrutivos,
- Ensaios Kão-Destrutivos,
- Tratamentos Térmicos,
•It
- Deposição de Metais
Matemática e Computação
Desenvolvimento de métodos matemáticos e computacionais pa ra a engenharia nuclear e áreas afins. Também desenvolve, sele-ciona, obtém e implanta códigos de computação e bibliotecas de dados nucleares e de engenharia.
Apoio Técnico Cientifico
Desenvolvimento de atividades de apoio técnico científico nas áreas de treinamento, ensino, intercâmbio, documentação, ma nutenção de instalações de equipamentos e elaboração de proje-tos.
Proteção Radiológica~
Desenvolvimento de atividades de monitoração, controle e registro de níveis de radiação de monitoração, controle e re-gistro de níveis de radiação em ãre. * oladas. Executa de£ contaminações e controla o armazenamento de materiais nuclea-res especiais, fontes radioativas, tratamento de rejeitos rar:. dioativos sólidos e líquidos.
0 ano de 83 pode ser tomado como um marco de várias ativi dades, que pelo seu conteúdo tecnológico e sentido social, mere cem ser destacados:
- Remessa a hospitais de radioisõtopos, In e Ga para dia gnõstico médico,
- Construção do protótipo do Analisador Multicanal modelo 11011 com 1024 canais,
- Conclusão dos módulos NIMcomplementar.es da Cadeia de Medidas Nucleares, transferida ã Micronal S/A em 1982,
- Início do Projeto Neutronico do Reator Produtor de Raâioísó-topos.
Luix Fernando Vallim Schneider
Nível Superior Nível Médio
Aux./Adm.
Ruth Maria das Graças S. Curchatuz Ranier Odilom da Silva
Divislo de Informação e Documentação
Justara Rodrigues Pimentel
Regina Maria Ayres Leibel Amélia Maria Ferreira Borges Ana Lúcia Alencar da Conceição
Bolsista: Maria Bernarda Teixeira Duarte
Aline Tavares da Costa Silveira
Divisão de Estudos e Projetos
Wilson Tesch Ferreira
Marcos Pereira Estellita Lins Eduardo di Blasi
Edison 0. Martins Filho Jorge Tancredo Oliveira Nair Dias da Silva
Carlos Antonio C. Carvalho Walter Gomes
Maria Auxiliadora B. Macedo Maia João Mareto de Azeredo
Francisco de Assis Souza Odelson Ferreira Ramos Sebastião Ferreira Brasil Cezar de Oliveira Alves Zelio Sebastião Rositc
10
Divisão de Oficinas
Âldo Bcrctti Filho
Adyr Netto Aurélio Alves
Dagoberto Carneiro
Jcão Paulo Farias Dutra José Maria Perígolo José Maria Vaz da Silva
Luiz Borges Alves Natalino Jair Onofre Ncrvécio Mello
Norton de Oliveira Telçom Moreira
Souza Rodrigues de Almeida Walter Santos Fonseca
Divisão de Ensino e Intercâmbio
Eatylita Ferreira Xavier da Silveira
Divisão de Reparos e Manutenção
Ricardo Hicoll Junior
José Alves do Nascimento Victor Gravina
Miguel Lucas da Costa Joaquim Camilo Filho Lucinei Ribeiro Pimenta Irany Custódio
Nicanor da Conceição Silva Valdecí Maurílio Sobrinho João Rafael Peixoto
Ângelo Mareto de Azeredo Fernando Silva
Luiz Ferreira da Silva Antônio Carlos Raphael João Batista da Costa David Duarte Martins
Nelson Raaos de Carvalho
Cosae da Conceição Rosa
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SUMARIO
2.1. Divisão de Informação e Documentação 2.1.1. Biblioteca
2.1.2. Seção de Documentação Científica 2.2. Divisão de Estudos e Projetos 2.2.1. Seção de Desenhos
2.2.2. Seção de Projetos 2.2.3. Seção de Publicações 2.3. Divisão de Oficinas
2.3.1. Seção de Oficina Mecânica
2.3.2. Seção de Carpintaria e Marcenaria 2.4. Divisão de Ensino e Intercâmbio 2.1.1. Seção de Treinamento
2.4.2. Seção de Intercâmbio
2.5. Divisão de Reparos e Manutenção 2.5.1. Seção de Refrigeração
2.1.1. BIBLIOTECA Aquisição de livros Serviços Técnicos Empréstimos de livros Empréstimos de periódicos Empréstimo de relatórios
Atendimento a outras Bibliotecas Atendimento como Biblioteca-Base do COMUT
Atendimento no Serviço SUPRIR
Solicitação a outras Bibliotecas Registro de periódicos Registro de relatórios Cópias de microfichas Filmes 130 243 1357 1648 560 2559 20 21 Solicitações de pesquisas 59 Booleanas 18 30 Referências 9 71 3812 496 2946 3
Convém salientar a implantação de um novo sistema para o controle do "Serviço de Empréstimo em microcomputador, a implan tação do serviço como Biblioteca Base do COMUT, a implantação do Serviço de "Busca Retrospectiva "On-line" e a implantação da "Circulação Dirigida de Sumários".
2.1.2. SEÇÃO DE DOCUMENTAÇÃO CIENTIFICA
Elaboração de Relação de Comunicações Técnicas de 19 82 e de Teses de 1982. Distribuição de 205 exemplares do "Relatório Tecni^ co Anual de 1982 ".
2.2. DIVISÃO DE ESTUDOS E PROJETOS
A Seção de Desenho executou grande quantidade de desenhos para trabalhos de publicações , teses, etc.
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2.2.1. SEÇAO DE PROJETOS
A Seção de Projetos executou os seguintes projetos:
- Galpão Tecnológico do Sódio - Preparação do caderno de especi ficações e encargos para a contratação do detalhamento do pro jeto. Acompanhamento do projeto e análise das especificações
2 ~ de uma obra de cerca de 2164 m (em execução).
- Galpão do Berílio - Elaboração de ante-projeto, especificações, preparação da licitação e acompanhamento da infra-estrutura básica. Obra com 240 m (em execuçãof.
- Laboratório de Instrumentação e Controle
. Elaboração do levantamento de dados junto ao DEIC . Elaboração do projeto básico e ante-projeto
_ 2
. Elaboração do detalhamento. Obra com 2600 m (projeto em exe cução).
- Laboratório de Danos por Irradiação - Elaboração de projeto completo, compreendendo: estudos, levantamento, projeto bás^ co, ante-projeto e detalhamento (arquivado).
- Estacionamento e arruamento - Projeto de estacionamento de au tomõveis, compreendendo: Levantamento plano altimétrico, nive lamento, topografia, movimento de terra a pavimentação (obra em execução).
- Projeto de adaptação do pilotis para transferência de órgãos ~ 2
do DEAT e ampliação do DEIC. Obra com 304 m (em fins de exe-cução).
- Plano de massa do IEN (projeto em execução). - Outros Projetos
Cerca de 50 pequenos projetos de atendimento aos Departamen tos do IEN.
2.2.3. SEÇAO DE PUBLICAÇÕES
A Seção de Publicações atendeu a todos os pedidos do IEN nos serviços de cópias Xerox, heliogrãficas, reproduções em "stencil"/ /mimeógrafo e impressão "off-set/, alem de inúmeras encadernações, destacando-se o "Relatório Técnico Anual", notas e publicações
2.3. DIVISÃO DE OFICINAS
2.3.1. SEÇSO DE OFICINA MECÂNICA
A Seção de Oficina Mecânica atendeu a inúmeros pedidos de confecção de peças não existentes no mercado, de projetos e ma-teriais especiais em apoio à pesquisa. Podem ser destacados o castelo de chumbo para a Seção de Radioproteçao e 40 corpos de prova para a Divisão de Soldas do DEMA.
2.3.2. SEÇÃO DE CARPINTARIA E MARCENARIA
A Seção de Carpintaria e Marcenaria atendeu a inúmeros pe didos do Departamento do IEN, destacando-se a confecação da me sa para o Computador TR-20, uma caixa para o transporte do Re-gistrador gráfico do Laboratório de Espectrometria e Fluores-cência de Raios X, a capela do Laboratório da DIREA, a Instala ção das paredes divisórias do DEAT e do DQUI e inúmeras banca-das e armários . Ao todo a DIOFI atendeu a 386 Requisições de Serviço.
2.4. DIVISÃO DE ENSINO E INTERCÂMBIO
2.4.1. SEÇÃO DE TREINAMENTO
A Seção de Treinamento, coordenou a seleção e o treinamen to de 4 3 bolsistas técnicos de nível médio. Dentre 7 37 cândida tos foram selecionados 12 de Química, 14 de Mecânica, 11 de Eletrônica, 3 de Eletrotécnica, 1 de Edificações e 2 de De:;-senho Técnico. Além disso, foram prorrogadas e canceladas diver sas bolsas ao longo do ano, chegando, nos meses de março a
junho, a termos 6 7 técnicos de nível médio com bolsa. No nível superior, a Seção de Treinamento coordenou bolsas de diversas modalidades:
- Treinamento Avançado (Bolsistas que já defenderam Tese de Me£ trado).
6 Bolsistas
16
IME, orientados por pesquisador do IEN).
9 Bolsistas
- Opção Nuclear (Alunos da UFRJ no último ano do Curso de Gra-duação, fazendo a cadeira de Introdução à Engenharia Nuclear). 12 Bolsistas
- Graduados 7 Bolsistas
CURSOS NO IEN
Foram ministrados cursos de "língua Italiana", "Tubulações e Conexões " (a cargo da Fundição Tupi), Apresentação da Engenha^ ria Nuclear", "Noções Básicas de Segurança e Medicina do Tra-balho".
VIAGENS AO EXTERIOR
Em cumprimento ao acordo de Cooperação com a Itália e Ale-manha e para doutoramento no exterior, viajaram 12 pesquisadores e técnicos do IEN.
2.4.2. SEÇÃO DE INTTERCÂMBIO
A Seção de Intercâmbio coordenou todas as visitas ao IEN, bem como as visitas de pessoal do IEN a diversos órgãos de in-teresse.
Alem disso foram organizadas diversas conferências no Audi. tõrio do Instituto.
2.5. DIVISÃO DE REPAROS E MANUTENÇÃO
2.5.1. SEÇÃO DE REFRIGERAÇÃO
A Seção de Refrigeração desincumbiu-se satisfatoriamente, de todas as missões, relacionadas com o condicionamento de ar, solicitas pelos diversos órgãos do IEN.
- Instalação elétrica e aterramento especial para o sistema EGS-5 da HP para o DEIC
- Execução de cozinha provisória e diversos serviços nas no-vas instalações do Refeitório
- Diversos serviços nas cercas do IEN
- Cobertura da casa de máquinas do Refeitório
- Recuperação de telhados e chaminés danificados por diversos temporais
- Construção e montagem de instalações completas do pilotis, 2
-proporcionando 304 m de area util onde se instalaram di-versas dependências do DEAT. Obra de pequeno custo e quaLi dade superior a diversas outras realizadas sob regime de em preitada.
19
3. DIVISÃO DE MATEMÁTICA E COMPUTAÇÃO
José de Anehieta Wanderley da Nobrega
Nível Superior Nível Médio Aux. / Adm.
Célia Ferreira da Silva Eugênio de Andrade Oliveira Luiz Carlos Leal
Julio Cesar F. de Carvalho
Bolsistas
Nível Superior
Marcos Pimenta de Abreu, Eng. Nuclear
Maria da Conceição Michiyo Koide, Mestre, Eng. Nuclear Paulo Roberto Pinho dos Santos, Eng. Nuclear
SUMÁRIO
3.1. Introdução
3.2. Obtenção e Implantação de Códigos 3.2.1. Código ANISN 3.2.2. Código COBRA-UI 3.2.3. Código FORIST 3.2.H. Códigos 05S e XSTET 3.2.5. Código QX1 3.2.6. Código REVSHELL 3.2.7. Código STAPRE 3.2.8. Código SWANLAKE 3.2.9. Código VARI-1D 3.2.10. Programa MEFMS 3.2.11. Programa PERT 3.2.12. Subrotina GRAFG
3.3. Sistema de Dados Nucleares Avaliados 3.4. Desenvolvimento de Métodos de Computação 3.H.I. Programa POTATO
3.H.2. Programa KINET2
3.5. Processamento e Transmissão de Dados
3.5.1. Conversão do Formato VBS para o Formato VB 3.5.2. Saídas de Programas em Microfichas
3.5.3. Programa DEMC1700 para os Terminais SCOPUS TVA-1700 3.5.M. Outros Trabalhos
21
3.1. INTRODUÇÃO
Durante o ano de 1983, as atividades da Eivisã-> de Ma-temática e Computação foram executadas dentro de quatro á-reas principais, a saber: obtenção e implantação de códigos; dados nucleares avaliados; desenvolvimento de métodos de computação; e processamento e transmissão de dados.
Nas seções seguintes descreveremos, detalhadamente, os trabalhos realizados nas quatro áreas acima.
3.2. OBTENÇÃO E IMPLANTAÇÃO DE CÓDIGOS
Foram implantados, no computador HoneywellBullCII. f --DPS6 da CNEN, diversos códigos e programas de computaçe t
descritos abaixo. 0 sistema operacional sob o qual for- fi feitas as implantações foi o GCOS-64.
Além destes, foi iniciada a implantação de vários ou-tros códigos e programas, a se completar em 1984. Foram es-critas 25 Comunicações Técnicas, documentando os códigos e programas implantados.
3.2.1. CÓDIGO "ANISN"
Célia Ferreira da Silva
0 código ANISN é um programa escrito em FORTRAN e de-senvolvido para o computador IBM. Este código foi elabora-do para resolver a equação elabora-do transporte de Boltzmann pelo método das ordenadas discretas (S ) a uma dimensão, para neutrons ou gamas, em geometria plana, esférica ou cilíndri-ca. Como cálculo secundário, pode ser gerada uma distribui-ção de fluxo detalhada, soludistribui-ção da equadistribui-ção de Boltzmann, que é utilizada para efetuar uma condensação das seções de cho-que para um menor número de grupos.
Fizemos alterações na subrotina de leitura de dados e introduzimos uma outra subrotina que permite a leitura em formato livre. Também incorporamos ao programa uma
subroti-na que controla o tempo de execução. Nas opções de saída, a versão do programa, agora implantada no HB, possibilita a gravação do fluxo angular na unidade 10, para posterior pro-cessamento por outros códigos.
3.2.2. CÕDIGO "COBRA-4I"
E. 4. Oliveira e J. A. W. da Nobrega
0 código COBRA-m é uma versão do código COBRA-IIIC, acrescida ue várias outras opções, e calcula, através da a-nálise de subcanais, o fluxo de refrigerante, a temperatura, a perda de carga e a entalpia em elementos combustíveis in-dividuais ou em todo o núcleo do reator, para condições es-táticas ou transientes. Os esquemas de solução usados no código COBRA-IIIC permanecem disponíveis no COBRA-m com a denominação de esquema implícito de solução. Em complemen-to ao esquema implícicomplemen-to, esta agora disponível uma nova téc-nica explícita de solução, que permite o cálculo de transi-entes severos, envolvendo reversão de fluxo, recirculação, expulsão e reentrada de fluxo, quando especificamos uma con-dição de contorno para a pressão ou para o fluxo de refrige-rante .
Além de um grande número de modificações de ordem sin-tática, o fato de o computador CDC-7600 admitir intervalos de valores numéricos bem mais amplos que o HB, obrigou-nos a alterar o programa original em vários pontos. Além disto, o FORTRAN utilizado nos computadores da linha CDC incorpora funções intrínsecas que não existem na versão usada no HB. Isto representou um problema igualmente sério, entre outros que deixamos de mencionar.
Os casos-exemplos. calculados apresentaram resultados perfeitamente aceitáveis em comparação com os obtidos no CDC-7600.
23
3.2.3. CÓDIGO "FORIST"
Luiz Carlos Leal
O código FORIST é uma versão modificada do código O00LC. A determinação da distribuição de alturas dos pulsos, medi-dos com um espectrômetro usando um detector do tipo NE-213, é feita através do método de "unfolding" do código FERDOR.
A função-resposta usada no problema de "unfolding" in-clui a resolução do espectrômetro. Por esta razão, o espec-tro medido inicialmente deve ser amaciado ("smoothed") de modo a reduzir os possíveis erros encontrados nestas medi-das.
Este código sofreu algumas modificações na sua versão original do IBM-360, no sentido de adaptá-lo ao HB.
3.2.4. CÓDIGOS "05S" E "XSTET"
L. C. Leal e J. A. W. da Nobrega
0 código 05S efetua cálculos pelo método de Monte-Car-lo. 0 código simula as técnicas experimentais utilizadas no cálculo da distribuição de alturas dos pulsos para um feixe de neutrons incidentes, mono-energético e paralelo, num de-tetor de cintilação orgânico.
Na implantação do código 05S desenvolvemos algumas sub-rotinas geradoras de números aleatórios. Estas subsub-rotinas foram programadas em FORTRAN e devidamente testadas no HB. 0 código XSTET tem como objetivo gerar seções de cho-que, na forma binaria, para o código 05S.
A partir de um conjunto de seções de choque microscó-picas, o programa XSTET prepara uma biblioteca de seções de choque macroscópicas, no formato usado pelo código 05S.
Estes dois códigos foram originalmente desenvolvidos no computador CDC-1604-A. A partir destas versões, fizemos as adaptações necessárias para torna-lo compatível com o compilador do HB.
são, na forma multigrupo, fatorando o fluxo total em uma am-plitude dependente do tempo e uma outra parte na qual estão as dependências temporal lenta, espacial e energética.
Este código descreve também a variação de seção de cho-que de ressonância com a temperatura do combustível, pelo efeito Doppler.
0 código QX1 foi desenvolvido para o computador CDC-3600 e posteriormente convertido para o IBM-360. Para torná-lo compatível com o computador HB, tivemos que efetuar diversas modificações.
3.2.6. CÓDIGO "REVSHELL"
Célia Ferreira da Silva
0 código REVSHELL é um programa escrito em FORTRAN-IV, que possibilita uma análise dinâmica linear de cascas finas de revolução, submetidas a um carregamento arbitrário, uti-lizando o método dos elementos finitos.
Através deste programa, podemos analisar a resposta li-near, estática ou dinâmica - neste último caso com a presen-ça ou não de amortecimento - de cascas axissimétricas com cargas arbitrárias utilizando a Teoria de Love ou de Flvige.
A escolha de uma destas teorias para a análise do pro-blema é efetuada de acordo com uma relação estre a espessu-ra da casca e o maior espessu-raio de curvatuespessu-ra.
Este código permite air.da a obtenção das freqüências e modos de vibração das cascas para cada harmônico desejado
(onda circunferencial).
0 numero de freqüências e modos de vibrações utilizado em vibrações livres é limitado a 48 por harmônico. Por sua
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vez os harmônicos estão limitados a um número não superior a 20. 0 numero máximo de elementos permitido é de 68 de acor-do com a capacidade acor-do computaacor-dor HB no qual o programa está implantado.
3.2.7. CÕDIGO "STAPRE"
Célia Ferreira da Silva
0 Código STAPRE ("A Statistical Model Code with
Consideration of P_re-Equilibrium Decay") é um programa es-crito em FORTRAN, e desenvolvido originalmente para o com-putador CYBER-73, da CDC.
Este programa foi elaborado com a finalidade de deter-minar as seções de choque, ponderadas na energia, para rea-ções nucleares induzidas, com a emissão de varias partículas e raios gama, considerando a evaporação seqüencial. Cada etapa desta evaporação é tratada dentro de um modelo estatís-tico, que leva em conta o momentum angular e a conservação da paridade. Para emissão da primeira partícula, o programa considera o decaimento de pré-equilíbrio e, para uma seqüên-cia especificada de até 6 partículas emitidas, podemos obter as seguintes quantidades, para todos os núcleos envolvidos na cascata:
- Seção de choque de ativação;
- População dos estados ísoméricos;
- Seções de choque de produção para raios gama de níveis de excitaçao; e
- Espectro energético para todas as partículas e raios gama emitidos.
Convém observar que o programa não calcula as distribui-ções angulares de partículas e raios gama emitidos e que, na sua última versão, foi incorporado o processo de fissão.
3.2.8. CÓDIGO "SWANLAKE"
Célia Ferreira da Silva
0 código SWANLAKE é um programa escrito em FORTRAN e desenvolvido para o computador IBM-360. Este código deter-mina a sensibilidade de uma grandeza calculada, em relação às seções de choque microscópicas utilizadas nestes cálculos. Esta grandeza que, por exemplo, pode ser uma taxa de reação, é obtida com o auxilio de um programa que resolva a equação . do transporte em uma dimensão e ordenadas discretas.
Este programa utiliza, assim, um programa pré-gravador de dados, no caso fluxos angulares, direto e adjunto, tendo sido usado o código ANISN, para este fim.
Uma das restrições da versão ora implantada, é que os cálculos a serem analisados devem ser independentes do tempo e unidimensionais. A função de sensibilidade permite apenas "downscattering" e não inclui os efeitos das seções de cho-que de fissão.
3.2.9. CÓDIGO "VARI-ID"
Eugênio de Andrade Oliveira
0 código VARI-ID é um programa que foi escrito origina-riamente em FORTRAN-IV, para ser usado no computador IBM-360. Usando o método variacional, ele faz estimativas da sensibi-lidade dos seguintes parâmetros, sob variações dos valores de dados nucleares ou da composição material: reatividade, taxas de reação, razões de produção, tempo de geração de neu-trons prontos, eficiência de neuneu-trons retardados, frações de potências e razões de integrais de fluxos. 0 código faz uso da teoria de difusão, em sua formulação multigrupo em uma di-mensão, e trata as geometrias plana, cilíndrica e esférica.
A versão implantada no computador Honeywell-Bull é a oitava versão deste programa, motivo pelo qual ela é também chamada VARI8.
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substituição de uma subrotina, em linguagem "assembler", por outra em FORTRAN, que executa as mesmas funções da primeira. Os caso-exemplos executados não apresentam discrepâncias em relação aos seus correspondentes no IBM-360.
3.2.10. PROGRAMA "MEFMS*
Célia Ferreira da Silva
0 programa KEFMS consiste de ura programa escrito em FORTRAH-IV e desenvolvido para o computador CYBER-175.
Este programa resolve a equação de difusão de neutrons a dois grupos de energia, em regime estacionãrio, utilizando elementos finitos triangulares de primeira ordem. Na solu-ção do problema de auto-valores é utilizado o método das po-tências, tendo como opção o uso dos polinomios de Tchebicheff para a aceleração de convergincia. Para a resolução do sis-tema de equações é empregado o método de Gauss, dividido em duas etapas distintas: a triangulação da matriz dos coefici-entes e a retrosubstituição. Como saída de resultados do programa, temos o valor do fator de multiplicação efetivo do reator, os fluxos térmico e rápido em cada nó da malha, e os valores médios do fluxo e da potência para cada célula em que foi dividido o reator. Os fluxos e a potência são normaliza-dos para o valor da potência do núcleo do reator, fornecido como dado de entrada.
3.2.11. PROGRAMA "PERT"
C. F, da Silva e J. A. W, da Nobrega
0 programa PERT ("Program Evaluation and Review
Technique") possibilita uma análise simples de um sistema de redes, que represente um plano de execução de um projeto. Este programa, escrito em FORTRAN, foi inicialmente desen-volvido para um computador IBM e, agora, sua nova versão, on-de foram implementadas várias melhorias, se encontra implan-tada no computador Honeywell-Bull-CII/6»*-DPS6, da CNEN.
0 PERT possui três objetivos primordiais:
(1) determinar a probabilidade de executar uma tarefa dentro dos prazos especificados;
(2) identificar aquelas atividades ou tarefas que, com grande probabilidade, representarão fatores de "en-garrafamento", ou "congestionamento"; e
(3) avaliar os efeitos de alterações introduzidas em um plano de trabalho ou execução de um projeto.
Para aplicar o PERT, é necessária uma primeira etapa, que consiste em elaborar um diagrama ou rede, representando a analise a ser feita.
3.2.12. SUBROTINA "GRAFG"
Eugênio de Andrade Oliveira
A subrotina GRAFG foi escrita em FORTRAN-IV ANSI, para que sua implantação seja imediata em qualquer computador que possua um compilador FORTRAN.
A subrotina GRAFG traça gráficos utilizando a impressora. 0 eixo horizontal pode estar nas escalas linear, logarítmica neperiana ou logarítmica decimal. 0 eixo vertical pode es-tar nas mesmas escalas do eixo horizontal, ou em decibel. 0 gráfico pode ser também apresentado sob a forma de histogra-ma. 0 numero de variáveis ê limitado apenas pela capacidade de memória do computador.
Não foi preciso fazer praticamente nenhuma alteração no programa original. Apenas foi exigido algum trabalho de cri-ação na linguagem de controle JCL.
Os casos-exemplos executaram no sistema HB sem discre-pâncias em comparação com os resultados obtidos em um compu-tador IBM-1130.
29
3.3. SISTEMA DE DADOS NUCLEARES AVALIADOS
já estamos, há algum tempo, trabalhando na area de da-dos nucleares avaliada-dos. Neste sentido, foi obtido da NEA Data Bank e da IAEA um conjunto de códigos processadores da biblioteca ENDF/B, dos quais alguns jã se encontram implan-tados e em pleno funcionamento. Atualmente, contamos com a biblioteca ENDF/B-IV completa e parte da ENDF/B-V.
Além dos códigos processadores das bibliotecas ENDF/B, acima mencionados, ha também programas e sistemas desenvol-vidos nesta Divisão com o duplo objetivo de evitarmos alguns problemas peculiares ao computador HB, principalmente na en-trada e saída de dados, e de obtermos uma documentação auto-mática das bibliotecas de dados nucleares, para uma posteri-or utilização das mesmas.
3.4. DESENVOLVIMENTO DE MÉTODOS DE COMPUTAÇÃO
Foi quase concluído o desenvolvimento de 2 códigos, um para a analise térmica de varetas combustíveis, e outro para a cinética pontual de reatores, incluindo o calculo do "decay heat". Os dois códigos deverão estar prontos no início de
1984.
Estes trabalhos terão aplicações em cálculos de seguran-ça para o Reator Produtor de Radioisõtopos.
3.4.1. PROGRAMA "POTATO"
Eugênio de Andrade Oliveira
0 modulo de programa POTATO calcula temperaturas dentro de varetas cilíndricas, para transientes. 0 tratamento das equações é unidimensional, na variável radial. 0 volume on-de os cálculos são efetuados é uma seção transversal da va-reta, cuja espessura não é levada em consideração dentro do programa. Os problemas tratados devem ter simetria axial.
ca-lores específicos e condutividades como funções da temperatu-ra, tanto para o combustível quanto para o revestimento.
0 algoritmo usado emprega diferenças finitas, nas variá-veis tempo e espaço considera também a existência de um "gap", entre o combustível e o revestimento, cuja condutividade é finita.
Para dar conta da influência da temperatura nas propri-edades materiais, fizemos uso de várias correlações, para o revestimento e para o gás do "gap".
Fornecidos a temperatura do refrigerante e o coeficien-te de transmissão de calor na superfície da vareta, para uma seção da vareta, em um dado instante, o programa POTATO cal-cula as temperaturas em vários pontos do combustível e a temperatura e o fluxo de calor por unidade de área na super-fície da vareta em um instante posterior.
0 programa está atualmente em fase de testes. Em alguns casos simples, mostrou resultados coeren. 3 e animadores. Estamos preparando exemplos mais complexos, para darmos se-qüência aos testes.
3.4.2. PROGRAMA "KINET2"
José de Anohieta W. da Nobrega
Este modulo de programa faz cálculos de cinetica pontual, para uma reatividade qualquer, dada como função do tempo, u-sando um método desenvolvido pelo autor.
0 programa calcula o comportamento da potência total de um reator, que inclui a potência gerada diretamente pela fis-são e a potência gerada pelo decaimento de produtos de fisfis-são. Em sua forma atual, o programa considera 6 grupos de neutrons retardados e 11 grupos de produtos de fissão geradores de ca-lor. Estas quantidades poderão ser facilmente alteradas, no entanto.
0 modulo KINET2 está em fase final de desenvolvimento e poderá ser usado isoladamente ou como um sub-programa,
exigin-31
do, no primeiro caso, um programa principal "driver" como o que utilizamos nos testes.
3.5. PROCESSAMENTO E TRANSMISSÃO DE DADOS
A DIMAC fez o seu papel de órgão de ligação com o CIN/ CNEN, na área de computação, dando continuidade ao trabalho de coordenação da utilização, pelos usuários do IEN, do com-putador da CNEN.
A operação do equipamento de transmissão de dados, do IEN para a CNEN, foi executada normalmente. 0 IEN contou, em 1983, com 3 linhas de transmissão de dados TRANSDATA, 2 unidades de derivação digital, de 6 canais cada, 6 modems internos e 6 modems externos.
3.5.1. CONVERSÃO DO FORMATO VBS PARA 0 FORMATO VB
Eugênio de Andrade Oliveira
Em algumas ocasiões, encontramos, numa fita magnética, um arquivo gravado em formato VBS (Variable Blocked Spanned) que precisamos utilizar. Mas, uma vez que o sistema HB não aceita arquivos em tal formato, é preciso colocar os dados num formato que possa ser lido por ele. Uma solução encon-trada, que descrevemos a seguir, consiste em transportar o arquivo VBS, definido como tendo formato U (undefined), para um arquivo auxiliar, definido como sendo de formato VB, ler o conteúdo deste último, agrupar os registros que se subdi-videm por mais de um bloco e gravar os registros assim obti-dos em outro arquivo, que poderá ser lido pelo sistema HB.
0 FORTRAN do sistema HB também faz "spanning", mas is-to e transparente para o sistema, para o qual o registro con-tinua a ser considerado de formato VB. De qualquer forma, este "spanning" produz uma estrutura diferente do formato VBS.
3.5.2. SAÍDA DE PROGRAMAS EM MICROFICHAS
E. A. Oliveira e J. A. W. da Nobrega
Façamos primeiramente uma descrição sumária do sistema: um programa é executado e produz uma saída, a qual faremos gravar em fita magnética; esta fita será,então, lida por ma-quinas especiais que imprimirão seu conteúdo em fotogramas de microfichas. Este processo é denominado COM ("Computer Output Microfilm").
0 principal motivo que leva a substituir saídas de pro-gramas em formulários contínuos por microfichas é o pouco espaço físico ocupado por estas. Basta dizer que o tipo mais comum de microfichas pode armazenar informações contidas em mais de duzentas páginas de formulário contínuo, em uma área várias vezes menor que uma página deste formulário. Levan-do em consideração a facilidade de manuseio e duplicação, a durabilidade, o baixo preço e a rapidez com que o processo pode ser efetuado (24 horas), concluiremos que a substitui-ção do formulário em papel pela microficha é vantajoso, em muitos casos.
No caso particular do computador HB, no entanto, há uma dificuldade adicional, decorrente dos formatos de saída não padrão utilizados, que não podem ser interpretados pelo equi-pamento que vai fazer a impressão dos dados em filme fotográ-fico, e adota os formatos utilizados pela maioria dos compu-dores no mercado. Infelizmente, o Honeywell-Bull é uma ex-ceção. Por este motivo, foram elaborados programas para con-verter, para o formato usual, os dados nos formatos HB.
3.5.3. PROGRAMA "DEMC1700" PARA OS TERMINAIS SCOPUS TVA-1700
E, A. Oliveira e L. C. Leal
Por muito tempo, os usuários do sistema HB vêm progra-mando seus terminais SCOPUS TVA-1700 com os programas da se-rie "Carga", eu -» mais recente representante é o "Carga 4". 0 "Carga 4" não difere em praticamente nada do seu predeces-sor, o "Carga 3" e, como este, dota o terminal de alguns
re-33
/it
cursos extremamente úteis, como o SCROLL e a possibilidade de imprimir relatórios em uma impressora-escrava ("hard-copy") sem a necessidade de colocar o terminal em estado LOCAL. Is-to até dispensa a supervisão do usuário do terminal durante a impressão.
0 programa DEMC1700 foi desenvolvido para eliminar al-guns problemas que o "Carga U" não resolve e para corrigir uns poucos que ele próprio cria. Sua principal vantagem é permitir a impressão de linhas de até 132 caracteres, em im-pressora escrava, sem parti-las.
3.5.4. OUTROS TRABALHOS
J. A. W. da Nobrega e C. F. da Silva
Foi implantado no micro-computador COBRA-305, um siste-ma de controle de empréstimos para a biblioteca do IEN.
Foram impressos os vários catálogos bibliográficos do IEN e seus suplementos, e foram executados outros serviços de apoio computacional ã Biblioteca e ao Departamento de Ins-trumentação e Controle do IEN
4. DEPARTAMENTO DE FÍSICA
Arthur Gerbasi da Silva
Nível Superior Uivel Médio
Divisão de Física
Luiz Teimo Auler
Alexandre Motta Borges* Hélio Custodio Je Rezende Alfredo Victor Bellido Postigo 3enice Candida do 2iasci:nento Júlio Cezar Suita Marlene Garcia da Costa
Leila Jorge Antunes
Orlando Ferreira Lenos Junior** Sérgio Chaves Cabral
Ubira^ara M. Vinagre Filho Vilmar Leal da Costa
Divisão de Ciclotron
José Antonio Dias Furlanetto
Carlos Alberto S. Ferreira José Lina
Ueilson Marino Ceia
Antônio Manssuneth ?.. Rodrigues Mauro Lúcio Bor-es Lemos
Walter Nunes Câmara
Ricardo José Larn Guinaries Alexandre Monteiro Reis
Divisão de Radioisótopos
Gevaldo Lisboa de Almeida
Jackson Luiz Q. de Britto João Alberto Osso Júnior* Miguel Ângelo Valle Bastos Ana Maria S. Braghirolli
Arlindo da Costa e Silvn Fernando C. M. Teixeira Álvaro Serafim F. de Souza
36
Deborah de Fátima Santos Chantma
Grupo de Danos por Irradiação
Zelinda Carneiro Gonçalves
Ângelo Storino de Abreu Zelino da Costa Martha Gonçalo Rodrigues dos Santos
Secretaria
Gilda da Costa Araújo Luiz Roberto dos Santos
Carlos Alberto Lourenço Vir-^ilio
Visitantes
ti
W. Kogler, Engenheiro, K.F.A., Julich, Alemanha (out/nov)
ii
7. Stellmaaher, Técnico M e c , K.F.A., Julich, Aleimrha (set/out)
H. Klein, Pesquisador, P.T.3., Braunschweig, Alenanha (nov/dez)
Colaboradores
S.M.C. de Barros, Professora do IF/UFRJ J.P.F. Eiohler, Professor do IF/UFRJ CD. Gonçalves, Professor do IT/UFRJ
'•Í.S. Gaspar, Professor do IF/UFRJ
3.D. de Magalhães, Professor do IF/UFRJ Ü.M. Lisbone, Professora do IF/UFRJ
-V. Wolf, Professora do IF/UFRJ
H. Wolf, Professor do I"VURFJ
Bolsistas
Nível Superior Nível Médio
Alfredo V.3ellido P; luia Joae '!. libeiro,Téc.Elet. Paulo Cezar F. 'Hrandiy Tec.Elet. Glauco C.da Silva, Tac. Quím.
* Doutoramento no exterior. ** De licença no exterior.
SUMARIO
H.l. Operação e Manutenção do Ciclotron CV-28.
4.1.1. Desenvolvimentos, Melhoramentos, Nacionalizações e Ma-nutenção.
4.1.2. Operação do Ciclotron.
4.2. Utilização do Ciclotron CV-28 para Produção de Neu-trons Rápidos.
4.3. Medida do Fluxo de íliutrons Raoidos Produzidos pela 3
Reação D(d,n) He.
4.4. Comparação entre Diferentes Instrumentos de Análise de Forma de Pulsos para Uso em Detecção de Neutrons. 4.5. Implementação do Programa de Produção de Neutrons
Rá-pidos com o CV-28 no IEN.
4.6. Função Excitação da Reação 1 9 7Au(3He,p2n)1 9 7 mHg.
— — -• 89 ~
4.7. Função Excitação e Razões Isoméricas do Nb da Reação
90Zr(p,2n).
r ft C O
4.8. Dados Nucleares para Produção do Gerador Ge - Ga. 4.9. Produção da li:LAg através da Reação iMTPd(d,p)111Pd111As.
4.10. Produção de Filmes Finos.
4.11. Implantação de Códigos para Análise de Dados Nucleares. 4.12. Análise Isotõpica do Urânio.
4.13. Produção de Fontes de Positrons para Estudo de Danos por Irradiação.
4.14. Arranjos Experimentais para Estudo de Danos por Irrad^ ação.
•+.15. Estudos Preliminares de Danos por Irradiação em Cobre. 4.16. Desenvolvimento de Alvos e Porta-Alvcs para Altas
Den-sidades de Potência.
4.17. Aparelhamento dos Laboratórios de Processamento de Ra-dioisotopos.
123 4.18. Melhoramentos testados para a Produção de I. 4.18.1. Câmara de Destilação.
4.18.2. Testes para Verificação da Perda de Peso do Material Alvo Durante a Destilação.
• t o o
4.18.3. Marcação do Ácido o-I-Hipürico (o-IH) com I.
901
38
- 77 4.20. Produção de Br.
4.20.1. Marcação de Azul de Bromofenol com Br. Produção de 1:L1In.
- 67 4.22. Produção de Sa.
U.l. OPERAÇÃO E MANUTENÇÃO DO CICLOTRON CV-28.
J.A.D. Furlanetto, C.A.S. Ferreira, J. Lima, N.M.Ceia,A. M. R. Rodrigues, M.L.B. Lemos, W.N. Câmara, R.S.L. Guima raes, R. Bichmaoher e A.M. Reis.
«I.I.I. DESENVOLVIMENTO, MELHORAMENTOS, NACIONALIZAÇÕES E MANU TENÇAO.
Este ano na parte referente a desenvolvimentos, melhora-mentos, nacionalizaçõese manutenção destacamos os seguintes eventos: verificação e estudos do funcionamento das "bobinas harmônicas"; limpeza e ajustes no defletor; ajuste nos "Dês"; verificação da centralização do feixe; manutenção na contact© ra da fonte de potência do anodo; manutenção na bobina de per fil n? 1; manutenção no "Dee Bias Supply"; troca das pontas dos 'Dês" da região central do ciclotron; reinstalação do sis-tema de capacitores da radio freqüência para feixes de baixa energia; troca da bomba mecânica de vácuo do ciclotron; con-fecção e instalação das novas tubulações destinadas a substi-tuir o sistema móvel da haste do "bar"; alinhamento do siste-ma de extração e transporte de feixe do ciclotron; restrutura ção na barra negativa do sistema de extração; manutenção no "shorting-plane"; trocas do defletor e septum (usando septa de cobre e tungstênio); projeto e instalação completa da segunda bomba de difusão de 10 polegadas e sistema elétrico de coman-do e intertravamento com a primeira bomba de difusão; projeto e adaptação de novos manômetros de controle para os compresso res Hitachi 1 e 2; manutenção geral nos compressores de refri geração Hitachi (retifica geral no Hitachi n9 1, manutenção nos dois condensadores, instalação de um visor de líquido no Hitachi n? 1 e substituição de algumas peças do Hitachi n? 2 ) ; manutenção e substituição dos contactos das bobinas
harmoni-cas; projeto e confecção de Septum de cobre; solução dos pro-blemas de exaustão das químicas quente, semi-quente e fria; término da instalação dos mancais novos dos exaustores do pré dio do ciclotron; modificações no segundo piso do prédio para instalações de máquinas operatrizes; implantação de controle de estoque de material de consumo; tratamento químico da água
de refrigeração.
Na área de manutenção tivemos um ano bastante trabalhoso em que foram executados cerca de 150 intervenções diretas no ciclotron e seus equipamentos e quase 750 nos sistemas perif£ ricos ou em apoio à DIFIS e a DIRAD.
Somente nas principais manutenções, o ciclotron parou cêr ca de 76 dias para troca e ajuste da região central, troca de septum e ajustes da posição do defletor.
«».1.2. OPERAÇÃO DO CICLOTRON
Apesar de longas paradas para as mais variadas manuten-ções do ciclotron descritas anteriormente, a operação do ci-clotron em 1983 teve um desempenho total de 752,5 horas, de operação para a irradiação de alvos e o estabelecimento de no vos perfis de feixes.
Tab. 1.2.2.1. Dados Numéricos da Operação do Ciclotron Partículas Protons He a Dêuterons Total N? de Alvos 90 57 78 28 253 irradiados
# Total de ho
ras no «iví 1 9 2>5 6 3 2 7 5'5 2 0 5 3 3
H.2. UTILIZAÇÃO DO CICLOTRON CV-28 PARA PRODUÇÃO DE NEUTRONS RÁPIDOS.
L.J. Antunes e L.T. Auler
Durante o primeiro semestre de 1983 foram feitos experi-mentos preliminares visando a utilização do ciclotron CV-28 para a produção de neutrons rápidos. Nestes experimentos foi empregado um alvo de deutério (titânio evaporado em uma base de cobre isento de oxigênio e impregnado com deutério gasoso) tipo CuTiD, fabricado pela NUKEM. Os neutrons rápidos foram produzidos pela reação H(d,n) He, ã energia de diuterons de 14 MeV.
tido pelo Cu produzido via Cu(n,2n) Cu. Mas devido à baixa intensidade do fluxo de neutrons obtido, bem como à cur
CO
ta meia-vida dos nuclídeos produtos (9,7 min para o Cu e 8,53 min para o Fe, o que tornou crítico o tempo dispendido na desmontagem do alvo e transporte até a área de detecção) , não foi conseguida uma ativação significativa dos detectores de limiar.
A tentativa de aumento da intensidade do fluxo de neu-trons através do aumento da corrente de dêuterons (de 1 uA pa ra 5 uA) causou a inutilização do alvo CuTiD, devido ã refri-geração insuficiente.
A impossibilidade de se obter uma refrigeração adequada para este tipo de alvo evidenciou a necessidade de se cons-truir uma câmara-alvo contendo deutirio sob pressão. Uma câ-mara deste tipo foi construída e testada (ver S.C. Cabral e J.C. Suita, neste relatório), e um segundo modelo foi projeta do, estando atualmente em fase de execução.
4.3. MEDIDA DO FLUXO DE NEUTRONS RÁPIDOS PRODUZIDOS PELA REA-ÇAO D(d,n)3He.
S.C. Cabral, J.C.Suita, L.T. Auler, A.G. da Silva e 8. Klein*
Foram realizadas experiências para medição do fluxo de neutrons rápidos produzidos em uma câmara cilíndrica (3 cm x 0,9 cm $ ) contendo deutério gasoso, via reação D(d,n) He.
«12
21
O método consiste em se medir a atividade do Na indu-zida pelos neutrons em folhas de alumínio colocadas a 0* em relação ao feixe neutrônico, e com isto, conhecida a seção de choque diferencial da reação Al(n,a) • obter-se o fluxo produzido acima da energia limiar desta reação.
Cálculos prévios mostraram que uma corrente de dêuterons de 0,5 yA e uma pressão de 2 atm de deutério na câmara produ-ziria um fluxo de neutrons de 3,1 x 10 n/seg. cm «consequen temente atividade de tS des/seg ao término de uma irradiação de 50 min.
Nesta experiência preliminar foi utilizado alvo de alumx nio composto por 5 folhas empilhadas com 0,2 mm de espessura cada. A contribuição de neutrons de "background1* foi subtrají
da, irradiando-se outra pilha-alvo de alumínio de mesmas ca racterísticas, nas mesmas condições (geometria e feixe de deu terons), sem deutério na câmara.
Em se tratando de uma experiência de caráter qualitativo (ativação do alumínio), não houve absoluto controle de todos os parâmetros envolvidos e se verificou ainda uma queda de pressão na câmara de deutério. Com isto os resultados experi mentais mostraram-se discrepantes daquele calculado, uma vez que, a atividade medida foi de 11,1 des/seg.
Estes experimentos visam futuras medições de fluxo de neutrons para obtenção das seções de choque da reção (n,o) em níquel e ouro e para utilização em comparações com o fluxo obtido com detectores cintiladores líquidos NE 213 via código NRESP* .
REFERENCIAS:
1. J.C. Suita, S.C. Cabral, L.T. Auler, A.6. da Silva e H. Klein "Implementação do Programa de Neutrons Rápidos no IEN" neste Relatório.
2. S. Tagesen e H. Vonach, Physics Data Nr. 13-3, ISSN 0344-8401 (1981),
PTB - ND - 22 (1982).
4.4. COMPARAÇÃO ENTRE DIFERENTES INSTRUMENTOS DE ANALISE DE FORMA DE PULSOS PARA USO EM DETECÇÃO DE NEUTRONS*
a* **
J.C. Suxta, H. Klein e R. Bottger
Foram realizados estudos quantitativos de três diferentes sistemas de análise de forma de pulso (Canberra 2160, Ortec 552 e Link 5010), acoplados a um detector cintilador líquido NE-213 com dimensões 1" x 4" $. Tais estudos consistiram na determinação da figura de mérito M, definida como sendo a ra-zão da distância entre os picos de gama e de neutrons pela so ma de suas respectivas larguras a meia altura, para cada sis-tema.
Tanto o sistema analisador de forma de pulso Canberra
/ -I \ / rs \
2160 quanto o Ortec 552 í determinam dois sinais de tempo
a partir do pulso luminoso, que ao serem fornecidos a um con-versor de tempo em amplitude de pulso permite a determinação do tipo de radiação incidente.
0 analisador Canberra 2160 após transformar o pulso do anôdo num sinal bipolar obtém o primeiro sinal de tempo a par tir da borda inicial do pulso por técnica de "fração constante" e o segundo, no instante em que o pulso bipolar cruza a linha de base. Foram investigados três diferentes ajustes do nível da linha de base do pulso e os resultados obtidos mostraram que nâo houve variações sensíveis na curva de figura de mérito ver sus a energia dos elétrons Compton.
(2)
0 sistema Ortec 552 gera dois sinais de tempo: um no instante em que o pulso integrado do dinôdo atinge 20% e outro em valores ajustáveis relativos a amplitude máxima do pulso. Foram realizadas medidas para seis diferentes valores da fra-Çao ajustável: 0,5, 0,6, 0,7, 0,8 e bipolar. Comparando-se as
figuras de mérito obtidas em cada caso concluiu-se que a fração 0,5, assim como a bipolar (que são similares) apre_ sentam os melhores resultados.
C 3)
No analisador Link 5010 a carga integrada da com-ponente rápida do sinal proveniente do anõdo e" comparada com a carga integrada de todo o sinal. Neste sistema não é possível variações das condições de discriminação de for ma de pulso, e portanto foi realizada apenas uma medida.
Na figura 4.4.1. tem-se a comparação das curvas de fi^ gura de mérito versus a energia dos elétrons Compton obti^ das para os três sistemas, donde se conclui que para ba_i xas energias, onde a discriminação nêutron-gama é mais crítica, o analisador Canberra 2160 apresenta resultados ligeiramente superiores aos demais.
(* ) Trabalho realizado no P.T.B., Braunschweig - R.F.A. (**) Endereço Permanente: P.T.B., Braunschweig - R.F.A.
1. P. Sperrar, H. Spieler, M.R. Maier, D. Evers; NIM 116 (974) 55.
2. Manual do instrumento Ortec modelo 552. 3. J.M. Adams, G. White; NIM 3J56, 459 (1978).
4.5. IMPLEMENTAÇÃO DO PROGRAMA DE PRODUÇÃO DE NEUTRONS RÃPI_ DOS COM O CV-28 NO IEN.
J.C.Suita, S.C. Cabral, L.T. Auler, A.G. da Silva e H. Klein*
Foi construída primeiramente uma câmara para irradiação de gás deutério com deuterons para produção de feixes de nêu trons "monoenergéticos". Essa câmara é constituida de um tu bo de aço inoxidável soldado numa flange do mesmo material,que pressiona, por intermédio de "O-rings", uma janela de molibdê nio com 50 ym de espessura. Essa janela separa a câmara do vácuo do Ciclotron (figura 4.S.1). Na extremidade oposta do tu bo, tem-se uma placa de ouro com 0,5 mm de espessura, que funcio-na como parador de feixe, sendo fixada por intermédio de um a nel de aço que entra no tubo sob pressão. Atualmente está sendo projetada uma nova câmara a ser usinada numa peça única de aço inoxidável livre de soldas, o que garantirá uma melhor d£ finiçao da geometria da câmara, necessária para o cálculo teó* rico do fluxo de neutrons.
COMXSO com o tubo do ftixt
Comoro (oco inox)
Paralelamente, foram feitas duas calibrações de altura de pulso contra energia de um detector cintilador NE 213 de dimensões 2" x 2" $, utilizando-se fontes de raios gama padro nizadas de 2 2N a , 1 3 7C s , 2 U 1A m , 1 3 3B a , 5 UMn e 1 5 2E u . Na
figu-ra 4.5.2. tem-se alguns destes espectros de elétrons Compton produzidos no detector.
IO
KX>
Fig. ^.5.2. Espectros de Calibraçlo.
A partir destes espectros foram obtidas então as curvas de altura de pulso de sinal de luz para elétrons L (Ee) e as
de resolução AL/L para dois valores diferentes do ganho. Na figura 4.5.3. tem-se os resultados obtidos para o menor ga-nho. Foram medidos também espectros de resposta para neutrons de uma fonte de Am-Be por intermédio de discriminação nêutron-gama feita com um analisador de forma de pulso ORTEC 552 (fi-guras 4.5.4 e 4.5.5.). Estes espectros serão possivelmente * Endereço permanente: P.T.B., Braunschweig - R.F.A.
processados por intermédio do código FORIST do espectro de energia de neutrons.
C2)
, para obtenção
Fig. 4.5.3. Curvas de altura de pulso do sinal de luz e resolu çao do detector NE-213 2" x 2" versus a energia compton dos raios gama.
Fig. 4.5.4. Resposta de detector para neutrons da fonte de
A seguir foram feitas as primeiras irradiações com d de 7 MeV utilizando-se a câmara de deutério descrita acima. Nes_ tas experiências observou-se qualitativamente a focalização do feixe na câmara, bem como a pureza do gás. A figura 4.5.5. mostra um dos espectros de resposta para neutrons obtidos com o detector NE 213. Da cinemática da reação, a energia destes neutrons devem ser de 9 MeV aproximadamente. Os resultados nos traram que mesmo nas condições atuais seria viável a produção de feixes de neutrons monoenergeticos. Atualmente o sistema está sendo otimizado com a construção de uma nova câmara e um sistema simplificado de abastecimento e esvaziamento da mesma com deutério. Ao mesmo tempo está sendo implementado um sis-tema de transporte de feixe que será dedicado, a este programa.
en
O
CANAL
Fig. 4.5.6. Resposta do Detector para Neutrons Monoenergéti-cos de 9 MeV.
Neste mesmo período foram realizadas medidas de tempo de vôo de neutrons empregando-se uma câmara de fragmentos de
-» 252
fissão que contem uiaa fonte de Cf, e o mesmo detector NE 213. Na figura 4.5.7.1. tem-se o espectro obtido com a fonte posi-cionada a 2 metros de distância do detector e na figura 4.3.7.2. o espectro obtido nas mesmas condições, mas com um cone de 60 cm de comprimento (30 cm de parafina e 30 cm de Fe) cobrin do completamente o ângulo solido entre a fonte e o detector , com o intuito de se medir o espectro de neutrons espalhados pelas paredes. As paredes de blocos de concreto que limitam a área de produção de neutrons, deverão ser afastadas até uma distância de 2 metros da fonte para que este espalhamento se_ ja minimizado.
52
I
8I
S
condlFig. 4.5.7.1. Espectro de tempo de vôo de neutrons sem blinda^ gen (com discriminação a - y)
i
conol
Fig. 4.5.7.2. Espectro de tempo de vôo de neutrons com blinda gen e discriminação n - y.
Finalmente, foram concluídos os projetos dos envólucros de alumínio para garantir a estabilidade de dois sistemas de detecção por um longo período de tempo. Cada um destes siste ma e composto por um detector NE 213, um guia ótico de lucite
( 3 )
parcialmente pintado e uma fotomultiplicadora com sua re£ pectiva base. Os detectores com dimensões 1,5" x 1,5"$ e 2" x 2" $ foram obtidas através do Programa Interregional de Técnicas Nucleares da Agência Internacional de Energia Atômica
(I.A.E.A.), e os guias óticos, juntamente com outros equipamen tos periféricos foram cedidos pelo Physikalisch-Teschnisches Bundesanstalt (P.T.B.). Atualmente, o sistema constituído pe_ Io detector de 1,5" x 1,5" $ encontra-se em fase final de
montagem e o segundo sistema em confeção.
REFERÊNCIAS:
1. W.R. Burrus e V.V. Verbinski; NIM jT7, 181 (1969).
2. Forist - Rsic Computer Code Collection, Oak Ridge National Laboratory.
3. H. Klein e H. Schfilermann; IEEE Transactions on Nuclear Sci^ ence, NS-26 373, (1979).
.6. FUNÇÃO EXCITAÇÂO DA REAÇÃO 1 9 ?Au(3He, p2n)1 9 7 mHg.
U.M. Vinagre FÇ., L.T.Auler e A.G. da Silva.
197m
0 Hg tem-se mostrado de interesse para a medicina mi clear . Em trabalho anterior foram feitas irradiações de
3
folhas de ouro com feixes de He, objetivando a medida de fun-~ - - 3
çao excitaçao das reações ( He,xn). Aproveitando os dados ge-rados nestas irradiações fizemos agora a medida da função exci
3 197m
taçao da reação ( H e , p2n) de produção do Hg. A transição utilizada para a determinação desta função excitaçao foi a de
197
131 keV que popula o estado fundamental do Hg. Como este - - 197
raio gama e também proveniente do decaimento do TI, foi preciso efetuar a subtração desta contribuição. A produção des_ te último nuclídeo foi determinada através do raio gama de 152 keV.
Os resultados da função excitaçao de produção do Hg são apresentados na tabela U.6.1. e figura **.6.1.
54
197 3 197m Tab. 4.6.1. Seções de Choque da Reação AuC He, p2n) Hg.
Energia CMeV) Seção 1.9 1.1 12 8.6 39 56 92 87 147 201 223 238 233 de choque Cmb) ± 0.3 * 0.1 ± 2 ± 0.4 ± 4 ± 4 ± 8 ± 7 ± 18 ± 24 ± 21 ± 23 ± 22 10 20 30 40 50 ~ ~ 197 3 197m Fig. 4.G.I. Função excitaçao da reação Au( He, p2n) Hg.
REFERÊNCIAS:
1 . Z.B. A l f a s s i . , T r a n s a c t i o n s o f t h e j o i n t annual meeting o f t h e I s r a e l S o c i e t y C1980).
2 . U.M. V i n a g r e , L . T . A u l e r , A.G. da S i l v a . , R e l a t ó r i o Anual do I n s t i t u t o de Engenharia N u c l e a r , 4 . 6 ( 1 9 8 2 ) .
4 . 7 . FUNÇto EXCITAÇÃD E RAZÕES ISOMÉRICAS DO 89Nb EA REAÇÃ) 90Zr (p,2n)
5.(7. Cabral, L.T. Auler e A.G. da Silva. ~ " 2
Zirconio metálico natural de 15,2 mg/cm de espessura e£ tã sendo irradiado com prótons acelerados pelo ciclotron CV-28 do IEN para se obter a função excitação e razões isoméricas do
89 — 90
Nb produzido pela reação Zr (p,2n).
Até o momento foram feitas irradiações com protons de 24, 22 e 20 MeV em alvos constituídos de duas folhas empilhadas. As medidas da razão isomérica mostradas na figura 4.7.1. foram obtidas seguindo-se o decaimento dos isõmeros através da
tran-89
sição gama de 76 9 keV para o Nb de baixo spin (1/2) de 66 nú nutos de meia-vida, e de 1627 keV para o isômero de alto spin
(9/2) de 120 minutos.
II
o o 2 3 o o I ciciton = (Ontlp»Oti) J cht. s 2 ,5 ± O, I 19 20 21 22 2 3 24 25 Entrgio (MtV)F i g . 4 . 7 . 1 . Razões isoméricas entre o s estados de a l t o e baixo spins no 98 90
ss
Os resultados preliminares obtidos estão comparados com cálculos feitos com o código ALICE, utilizando uma opção que inclui a emissão de partículas em pré-equilíbrio, partindo de um "exciton" inicial e Jcr-t = 2,5 ± 0,1.
Serão feitas ainda irradiações entre 18 e 20 MeV para se realizar medidas em energias mais próximas da energia limiar da reação.
CO CO
« 1 . 8 . DADOS NUCLEARES PARA PRODUÇÃO DO GERADOR Ge - G a .
ft S.C. Cabral, A.G. da Silva, L.T. Auler « 5. Massiff .
Como parte do programa para a obtenção de dados nuclea-res de intenuclea-resse para a produção de radioisotopos utilizando--se reações com partículas carregadas, foram feitos experimen tos visando a produção de Ge, através da reação Zn (a,2n),
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que, com uma meia-vida de 288 dias, é o precursor; do Ga, ra dioisótopo que vem tendo uma crescente aplicação em medicina nuclear, sendo também utilizado como fonte de positrons para estudos de materiais.
Foi efetuada irradiação com partículas alfa de 28 MeV em alvo de Zn, constituídos de 10 folhas empilhadas de 0,0053 g/cm de espessura cada, intercaladas com folhas de alumínio de
2
0,0041 g/cm . Em cada extremidade da pilha foi colocada uma folha de cobre com o objetivo de monitorar a corrente do fei-xe.
No momento estão sendo medidas as atividades induzidas em cada folha alvo, visando-se a obtenção da curva de seção de choque em função da energia da partícula incidente.
Gom o intuito de determinar a faixa ótima de produçlo deste nuclídeo estamos fazendo a medida de função excitação da rea-ção Pd (d,p) Pd. Os alvos de Pd foram obtidos por evapo ração â vácuo sobre um suporte de alumínio. Resultados preli^
lllm
minares de produção do Pd sao apresentados na tabela 4.10.1. A produção do ' Pd foi determinada utilizando-se o raio
ga-ma de 172,2 keV proveniente da transição isomérica do mPd.
É nossa intenção extender a medida desta função excitação em toda faixa de energia do nosso ciclotron.
Tab. 4.9.I. Seção de choque da reação N A TP d (d,p)lllmPd.
ELAB a(E)
(MeV) (mb) 13,7 195 ± 5 11.7 268 ± 7
REFERÊNCIAS:
1. S. Jha, L.T.Auler, Relatório Técnico do Instituto de Enge-nharia Nuclear, 4.8 (1982).
4.10. PRODUÇÃO DE FILMES FINOS
V.L. da Coeta.
Utilizando o sistema de evaporação ã vãcuo existente na DIFIS, diversos filmes foram produzidos em apoio a trabalhos em realização no IEN.
Para a DIPRO do DEIC foi evaporado M F2 sobre'vidro
Cor-ning 9780, para ser usado nos fluorímetros construidos por
aquela divisão. 0 M F2 é usado contra a corrosão em filtros 5
in-58
cidente diminuindo a reflexão; nestes filtros o deposito foi calculado para transmitir o máximo de luz com comprimento de
o onda igual a 380 A.
Para a própria DIFIS e para a DIRAD foram confecciona-dos filmes de Pd, Nb e TI, sublimaconfecciona-dos em folha de alumínio, com o intuito de serem utilizados na obtenção de diversas furi ções excitação.
Um filme de Cr em fibra de vidro foi preparado para o DEMA realizar estudos metalogrãficos.
U e Th metálicos também foram sublimados em folhas de alumínio, para estudos de fissão isomérica realizados em col£ boração com o I.F. da U.F.R.J.
4.11. IMPLANTAÇÃO DE CÕDIGOS PARA ANÁLISE DE DADOS NUCLEARES.
L.J. Antunes.
No primeiro semestre de 1983 foram implantados os códi-gos LOUHI.78(1) e SAMPO( 2 ). 0 c5digo SAMPO faz a análise de
espectros gama, bem como o cálculo da eficiência de detecção. 0 código LOUHI7 8 faz a deconvolução de espectros de neutrons a partir de medidas realizadas com detectores de limiar.
No segundo semestre foram implantados os códigos SCAT2 e NRESPUE(4 . 0 código SCAT2 realiza cálculos de coeficientes
de transmissão baseados no modelo ótico. Tais coeficientes são necessários como dados de entrada para o código STAPRE ' , que calcula funções excitação e razões isoméricas para rea-ções nucleares.
0 código NRESP4E (bem como os códigos GRESP, NEFFH^ ' e NTRANS, ainda em fase de implantação), faz parte de um conjun to de códigos cedidos pelo PTB - Braunschweig para serem uti-lizados no programa de obtenção de dados sobre neutrons rãpir dos, que está sendo implementado na divisão de física do DEFI. Este código calcula a matriz-resposta de detectores NE213 pa ra interações com neutrons rápidos.
REFERÊNCIAS:
1. J.T. Routti, J. V. Sandberg, Comp. Phys. Commun. 2^1, 119-1UH (1980).
2. J.T. Routti e S.G. Prussin, Nucl. Instr. and meth. 72,125 (1969)
3. 0. Bersillon, "SCAT2: Un Programme de Modele Otique Sphe-rique", Nota CEA - N - 2227 (Out/1981).
•». G. Dietze e H. Klein, "Monte Carlos Codes for the Calcula-tion of Neutron Response FuncCalcula-tions and DetecCalcula-tion Efficien cies for NE213 Scintillation Detectors", PTB-ND-22, ISS 0572-7170, (out/1982).
5. M. UHL e B. Strohmaier, "STAPRE, A Computer Code for Par-ticle Induced Activation Cross Sections and Related Quan-tities", IRK 76/01.
6. C F . da Silva, Comunicação Técnica IEN/DEMC/7-83 (11/03/83).
1.12. ANALISE I30TÔPICA DO URÂNIO.
Gonçalo Rodrigues dos Santos, Arthur Gerbasi da Silva e Zelinãa Carneiro Gonçalves.
Foi continuado o estudo para a determinação da composição isotõpica do Urânio por espectrometria gama , onde o objeti-vo principal e a avaliação do grau de precisão de um método de medida do enriquecimento do Urânio.
Para isso foram feitas três decomposições térmicas,a 1073K, a partir do nitrato de uranila hexa hidratado (UO-^WOg^-BP^O), com o objetivo de se obter um composto, Uo0o (oxido de urânio), es
(2) ~~ tequiometrico . De cada decomposição foram retiradas duas amostras de U30g de aproximadamente 500 mg cada, e encapsulates
em folhas de cobre, previamente pesadas, obtendo-se deste modo, com precisão, a massa de cada uma das seis amostras.
Usando um detetor Ge-Li e um analisador multicanal ORTEC ou HP foi feita a espectrometria gama para os raios gama de 186 keV. Na maioria das experiências o tempo de duração foi o suficiente para se obter contagens liquidas desse pico da or-dem de 5 x 10 contagens.
60
Para estas amostras, Ccilíndricas de diâmetro - 12 mm e espessura = 1,8 m m ) , a taxa de contagem C, dos raios gama de
C3) 186 keV, pode ser escrita como
ire A m
C = H
(D
M
235
o n d e : I - fração de enriquecimento de U e m U. r - taxa de e m i s s ã o d o s raios gama de 186 keV
4 235 (4,3 x 10 y/s p o r grama de U )
e eficiência do detetor ( 9 , 5 % n a s condições d a s e x p e -irências ou s e j a , junto e ao centro do d e t e t o r ) . A
-u - m a s s a atômica do Urânio n o c o m p o s t o . M - massa m o l e c u l a r do c o m p o s t o ,
m - massa da a m o s t r a .
Esta taxa C , que é utilizada na determinação da f r a ç ã o de 2 35 -• 2 35
U e m U r â n i o , é proporcional a quantidade total de U c o n -tida na a m o s t r a .
Foram introduzidas duas correções a o e n r i q u e c i m e n t o o b t i d o (3)
a partir da equação ( 1 ) . A primeira , devida a contribui_ 2 34 2 3 8 ••
ção do P a , filho do U , a linha de 186 keV com u m a taxa de 17 y/s p o r grama de 2 3 8U , n o equilíbrio secular (240 d =99,9%).
A segunda correção, devido a auto absorção na fonte (~ 6%).
Os resultados obtidos a t é o p r e s e n t e , mostram que o e n r i -quecimento das referidas amostras é m e n o r que o n a t u r a l . Entre_ t a n t o , através da análise e s t a t í s t i c a dos resultados o b t i d o s foi detectada uma instabilidade n o sistema e l e t r ô n i c o de m e d i -d a , possivelmente no ganho -d o a m p l i f i c a -d o r , -d i f i c u l t a n -d o p o r c o n s e g u i n t e , uma a v a l i a ç ã o d o grau de precisão que se p o d e o b -ter através desse m é t o d o , assim como a avaliação d a imprecisão introduzida n a s medidas do enriquecimento de a m o s t r a s , p r o v e n i entes de diferentes decomposições t é r m i c a s , e também d e v i d o ao processo de encapsulamento e variação da g e o m e t r i a .
A p e s a r d i s s o , foram obtidas duas séries de m e d i d a s que a presentaram b o a r e p r o d u t í b i l i d a d e , e cujo calculo e s t a t í s t i c o garante u m a precisão de =* 0,8 % na medida final d o enriquecimeri t o q u e , como jã foi m e n c i o n a d o , n ã o podem s e r c o m p a r a d o s as o u
