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Papers by Douglas Domingos

Research paper thumbnail of On the Use of Serpent Monte Carlo Code to Generate Few Group Diffusion Constants

The accuracy of diffusion reactor codes strongly depends on the quality of the group constants pr... more The accuracy of diffusion reactor codes strongly depends on the quality of the group constants processing. For many years, the generation of such constants was based on 1-D infinity cell transport calculations. Some developments using collision probability or the method of characteristics allow, nowadays, 2-D assembly group constants calculations. However, these 1-D and 2-D codes show some limitations as, for example, on complex geometries and in the neighborhood of heavy absorbers. On the other hand, since Monte Carlo (MC) codes provide accurate neutron flux distributions, the possibility of using these solutions to provide group constants to full-core reactor diffusion simulators has been recently investigated, especially for the cases in which the geometry and reactor types are beyond the capability of the conventional deterministic lattice codes. The two greatest difficulties on the use of MC codes to group constant generation are the computational costs and the methodological i...

Research paper thumbnail of COMPARISON OF LOW ENRICHED URANIUM (UAlx-Al AND U-Ni) TARGETS WITH DIFFERENT GEOMETRIES FOR THE PRODUCTION OF MOLYBDENUM-99 IN THE RMB

The Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), now in the conception design phase, is being designed i... more The Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), now in the conception design phase, is being designed in Brazil to attend the demand of radiopharmaceuticals in the country and conduct researches in various areas. The new reactor, planned for 30 MW, will replace the IEA-R1 reactor of IPEN-CNEN/SP. Low enriched uranium (<20% 235 U) UAl x dispersed in Al (plate geometry) and metallic uranium foil targets (plate and cylinder geometries) are being considered for production of Molybdenum-99 ( 99 Mo) by fission. Neutronic and thermal-hydraulics calculations were performed to compare the production of 99 Mo for these targets in the RMB. For the neutronic calculations were utilized the computer codes HAMMER-TECHNION, CITATION and SCALE and for the thermal-hydraulics calculations were utilized the computer code MTRCR-IEAR1 and ANSYS CFX.

Research paper thumbnail of Fuel miniplate thickness measurement system for dispersion fuel swelling evaluation

Research paper thumbnail of The experimental determination of the 238U(n,γ) and total fission reaction rates along the pellet radius of the IPEN/MB-01 reactor

Annals of Nuclear Energy, 2017

Research paper thumbnail of Fuel miniplate thickness measurement system for dispersion fuel swelling evaluation

Research paper thumbnail of Análises neutrônica e termo-hidráulica de dispositivos para irradiação de alvos tipo LEU de UAlx-Al e U-Ni para produção de Mo-99 nos reatores IEA-R1 e RMB

Neste trabalho foi realizado uma comparação entre três tipos de alvos (UAl 2-Al, U-Ni cilíndrico ... more Neste trabalho foi realizado uma comparação entre três tipos de alvos (UAl 2-Al, U-Ni cilíndrico e U-Ni placa) para a produção de 99 Mo por fissão do 235 U. Para isso foram desenvolvidas análises neutrônicas e termo-hidráulicas. Também foram realizados experimentos para se validar as metodologias de cálculo termo-hidráulica e neutrônica utilizadas neste trabalho. Para os cálculos neutrônicos foram utilizados os programas NJOY99.0, AMPX-II e HAMMERTECHNION, para geração das seções de choque, e os programas SCALE 6.0 e CITATION para os cálculos tridimensionais dos núcleos, queima do combustível e produção de 99 Mo. Para os cálculos termo-hidráulicos foram utilizados os programas MTRCR-IEAR1 e ANSYS CFX para calcular as variáveis térmicas e hidráulicas dos dispositivos de irradiação e compará-las a limites e critérios de projeto estabelecidos. Primeiro foram realizadas análises neutrônicas e termo-hidráulicas para o reator IEA-R1 com os alvos de UAl 2-Al (10 miniplacas). As análises demonstraram que a atividade total obtida para o 99 Mo nas miniplacas não atende à demanda dos hospitais brasileiros (450 Ci/semana) e que nenhum limite de projeto termo-hidráulico é ultrapassado. Em seguida foram realizados os mesmos cálculos para os três tipos de alvo no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB). As análises neutrônicas demonstraram que os três alvos podem atender à demanda dos hospitais brasileiros. As análises termo-hidráulicos demonstram que será necessário uma velocidade mínima no dispositivo de irradiação de 7 m/s para o UAl 2 , de 8 m/s para o alvo de U-Ni cilíndrico e de 9 m/s para o alvo de U-Ni placa para que nenhum limite de projeto seja ultrapassado. Foram realizados experimentos em uma bancada de aferição de vazão para se validar a metodologia de cálculo termo-hidráulico. Os experimentos realizados para se validar os cálculos neutrônicos foram feitos no reator IPEN/MB-01. Todos os experimentos foram simulados com as metodologias acima descritas e os resultados comparados entre si. Os resultados das simulações apresentaram boa concordância com os resultados experimentais.

Research paper thumbnail of Cálculos Neutrônicos, Termo-hidráulicos e de Segurança de um Dispositivo para Irradiaçao de Miniplacas (DIM) de Elementos Combustıveis Tipo Dispersao

pelicano.ipen.br

Neste trabalho foram desenvolvidos cálculos neutrônicos, termo-hidráulicos e de segurança para av... more Neste trabalho foram desenvolvidos cálculos neutrônicos, termo-hidráulicos e de segurança para avaliar a segurança operacional de um dispositivo de irradiação a ser colocado no núcleo do reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. Este dispositivo de irradiaçãoé utilizado para alojar miniplacas de combustível do tipo dispersão de U 3 O 8-Al e U 3 Si 2-Al, com 19,75% em peso de 235 U e densidades, respectivamente, de até 3,2 gU/cm 3 e 4,8 gU/cm 3. Estas miniplacas serão irradiadas a queimas acima de 50% do 235 U, de forma a qualificar este tipo de dispersão para utilização no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), em concepção. Para os cálculos neutrônicos, foram utilizados os programas computacionais 2DB e CITATION. O programa FLOW foi utilizado para determinar o fluxo de refrigerante no irradiador, permitindo o cálculo das temperaturas máximas atingidas nas miniplacas de combustível com o programa MTRCR-IEA-R1. Um Acidente de Perda de Refrigerante (APR) foi analisado com os programas computacionais LOSS e TEMPLOCA, permitindo o cálculo das temperaturas nas miniplacas de combustível após o esvaziamento da piscina do reator. Os cálculos demonstraram que a irradiação deverá ocorrer sem consequências adversas no núcleo de reator IEA-R1.

Research paper thumbnail of Neutronic analysis of a U–Mo–Al fuel and europium as burnable poison

This work presents the neutronic analysis of the U–Mo–Al dispersion fuel concerning uranium densi... more This work presents the neutronic analysis of the U–Mo–Al dispersion fuel concerning uranium density increase and shows comparisons relatively to the U 3 Si 2 –Al fuel. The U 3 Si 2 –Al uranium density varied from 3.0 to 5.5 g U/cm 3 while that of U–Mo–Al fuel varied from 4.0 to 7.5 g U/cm 3. The molybdenum mass content in the former case varies from 7% to 10% in mass. Here, it is also proposed the utilization of burn-able poison nuclides in the U–Mo–Al fuel meat. Since the fuel is metallic, gadolinium and europium were chosen as candidates to cope with this task. A recently developed cell code at IPEN (HRC) composed of the coupling of the codes HAMMER-TECHNION for the cell analysis, ROLAIDS for the actinide self-shielding calculations and CINDER-2 for the actinide and fission transmutation was employed for the neutronic analyses of U–Mo–Al. The simulated reactor core was similar to the one of RMB (Brazilian Multipurpose Reactor) composed of an array of 5 Â 5 positions with 23 fuel elements and 2 aluminum blocks. A second analysis of the europium case employed the SERPENT code in an explicit core modeling. The burnup calculations were performed considering a power of 30 MW during three cycles of RMB and 30 days. The analyses revealed that the molybdenum content has a great impact in the core reactivity due to its high absorption cross section. A value of 7% was found adequate for the molybdenum mass content. The analyses also reveal that europium is a better burnable poison than gadolinium for the core cycle length and power level under consideration. However, for the U–Mo–Al case, k 1 increases up to a maximum value and decreases afterwards. This is a striking result since the reactivity for the U–Mo–Al fuel does not increase steadily as verified for the U 3 Si 2 –Al case. Beyond a certain uranium density, the reactivity will decrease making useless the addition of more uranium.

Research paper thumbnail of On the Use of Serpent Monte Carlo Code to Generate Few Group Diffusion Constants

The accuracy of diffusion reactor codes strongly depends on the quality of the group constants pr... more The accuracy of diffusion reactor codes strongly depends on the quality of the group constants processing. For many years, the generation of such constants was based on 1-D infinity cell transport calculations. Some developments using collision probability or the method of characteristics allow, nowadays, 2-D assembly group constants calculations. However, these 1-D and 2-D codes show some limitations as, for example, on complex geometries and in the neighborhood of heavy absorbers. On the other hand, since Monte Carlo (MC) codes provide accurate neutron flux distributions, the possibility of using these solutions to provide group constants to full-core reactor diffusion simulators has been recently investigated, especially for the cases in which the geometry and reactor types are beyond the capability of the conventional deterministic lattice codes. The two greatest difficulties on the use of MC codes to group constant generation are the computational costs and the methodological i...

Research paper thumbnail of COMPARISON OF LOW ENRICHED URANIUM (UAlx-Al AND U-Ni) TARGETS WITH DIFFERENT GEOMETRIES FOR THE PRODUCTION OF MOLYBDENUM-99 IN THE RMB

The Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), now in the conception design phase, is being designed i... more The Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), now in the conception design phase, is being designed in Brazil to attend the demand of radiopharmaceuticals in the country and conduct researches in various areas. The new reactor, planned for 30 MW, will replace the IEA-R1 reactor of IPEN-CNEN/SP. Low enriched uranium (<20% 235 U) UAl x dispersed in Al (plate geometry) and metallic uranium foil targets (plate and cylinder geometries) are being considered for production of Molybdenum-99 ( 99 Mo) by fission. Neutronic and thermal-hydraulics calculations were performed to compare the production of 99 Mo for these targets in the RMB. For the neutronic calculations were utilized the computer codes HAMMER-TECHNION, CITATION and SCALE and for the thermal-hydraulics calculations were utilized the computer code MTRCR-IEAR1 and ANSYS CFX.

Research paper thumbnail of Fuel miniplate thickness measurement system for dispersion fuel swelling evaluation

Research paper thumbnail of The experimental determination of the 238U(n,γ) and total fission reaction rates along the pellet radius of the IPEN/MB-01 reactor

Annals of Nuclear Energy, 2017

Research paper thumbnail of Fuel miniplate thickness measurement system for dispersion fuel swelling evaluation

Research paper thumbnail of Análises neutrônica e termo-hidráulica de dispositivos para irradiação de alvos tipo LEU de UAlx-Al e U-Ni para produção de Mo-99 nos reatores IEA-R1 e RMB

Neste trabalho foi realizado uma comparação entre três tipos de alvos (UAl 2-Al, U-Ni cilíndrico ... more Neste trabalho foi realizado uma comparação entre três tipos de alvos (UAl 2-Al, U-Ni cilíndrico e U-Ni placa) para a produção de 99 Mo por fissão do 235 U. Para isso foram desenvolvidas análises neutrônicas e termo-hidráulicas. Também foram realizados experimentos para se validar as metodologias de cálculo termo-hidráulica e neutrônica utilizadas neste trabalho. Para os cálculos neutrônicos foram utilizados os programas NJOY99.0, AMPX-II e HAMMERTECHNION, para geração das seções de choque, e os programas SCALE 6.0 e CITATION para os cálculos tridimensionais dos núcleos, queima do combustível e produção de 99 Mo. Para os cálculos termo-hidráulicos foram utilizados os programas MTRCR-IEAR1 e ANSYS CFX para calcular as variáveis térmicas e hidráulicas dos dispositivos de irradiação e compará-las a limites e critérios de projeto estabelecidos. Primeiro foram realizadas análises neutrônicas e termo-hidráulicas para o reator IEA-R1 com os alvos de UAl 2-Al (10 miniplacas). As análises demonstraram que a atividade total obtida para o 99 Mo nas miniplacas não atende à demanda dos hospitais brasileiros (450 Ci/semana) e que nenhum limite de projeto termo-hidráulico é ultrapassado. Em seguida foram realizados os mesmos cálculos para os três tipos de alvo no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB). As análises neutrônicas demonstraram que os três alvos podem atender à demanda dos hospitais brasileiros. As análises termo-hidráulicos demonstram que será necessário uma velocidade mínima no dispositivo de irradiação de 7 m/s para o UAl 2 , de 8 m/s para o alvo de U-Ni cilíndrico e de 9 m/s para o alvo de U-Ni placa para que nenhum limite de projeto seja ultrapassado. Foram realizados experimentos em uma bancada de aferição de vazão para se validar a metodologia de cálculo termo-hidráulico. Os experimentos realizados para se validar os cálculos neutrônicos foram feitos no reator IPEN/MB-01. Todos os experimentos foram simulados com as metodologias acima descritas e os resultados comparados entre si. Os resultados das simulações apresentaram boa concordância com os resultados experimentais.

Research paper thumbnail of Cálculos Neutrônicos, Termo-hidráulicos e de Segurança de um Dispositivo para Irradiaçao de Miniplacas (DIM) de Elementos Combustıveis Tipo Dispersao

pelicano.ipen.br

Neste trabalho foram desenvolvidos cálculos neutrônicos, termo-hidráulicos e de segurança para av... more Neste trabalho foram desenvolvidos cálculos neutrônicos, termo-hidráulicos e de segurança para avaliar a segurança operacional de um dispositivo de irradiação a ser colocado no núcleo do reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. Este dispositivo de irradiaçãoé utilizado para alojar miniplacas de combustível do tipo dispersão de U 3 O 8-Al e U 3 Si 2-Al, com 19,75% em peso de 235 U e densidades, respectivamente, de até 3,2 gU/cm 3 e 4,8 gU/cm 3. Estas miniplacas serão irradiadas a queimas acima de 50% do 235 U, de forma a qualificar este tipo de dispersão para utilização no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), em concepção. Para os cálculos neutrônicos, foram utilizados os programas computacionais 2DB e CITATION. O programa FLOW foi utilizado para determinar o fluxo de refrigerante no irradiador, permitindo o cálculo das temperaturas máximas atingidas nas miniplacas de combustível com o programa MTRCR-IEA-R1. Um Acidente de Perda de Refrigerante (APR) foi analisado com os programas computacionais LOSS e TEMPLOCA, permitindo o cálculo das temperaturas nas miniplacas de combustível após o esvaziamento da piscina do reator. Os cálculos demonstraram que a irradiação deverá ocorrer sem consequências adversas no núcleo de reator IEA-R1.

Research paper thumbnail of Neutronic analysis of a U–Mo–Al fuel and europium as burnable poison

This work presents the neutronic analysis of the U–Mo–Al dispersion fuel concerning uranium densi... more This work presents the neutronic analysis of the U–Mo–Al dispersion fuel concerning uranium density increase and shows comparisons relatively to the U 3 Si 2 –Al fuel. The U 3 Si 2 –Al uranium density varied from 3.0 to 5.5 g U/cm 3 while that of U–Mo–Al fuel varied from 4.0 to 7.5 g U/cm 3. The molybdenum mass content in the former case varies from 7% to 10% in mass. Here, it is also proposed the utilization of burn-able poison nuclides in the U–Mo–Al fuel meat. Since the fuel is metallic, gadolinium and europium were chosen as candidates to cope with this task. A recently developed cell code at IPEN (HRC) composed of the coupling of the codes HAMMER-TECHNION for the cell analysis, ROLAIDS for the actinide self-shielding calculations and CINDER-2 for the actinide and fission transmutation was employed for the neutronic analyses of U–Mo–Al. The simulated reactor core was similar to the one of RMB (Brazilian Multipurpose Reactor) composed of an array of 5 Â 5 positions with 23 fuel elements and 2 aluminum blocks. A second analysis of the europium case employed the SERPENT code in an explicit core modeling. The burnup calculations were performed considering a power of 30 MW during three cycles of RMB and 30 days. The analyses revealed that the molybdenum content has a great impact in the core reactivity due to its high absorption cross section. A value of 7% was found adequate for the molybdenum mass content. The analyses also reveal that europium is a better burnable poison than gadolinium for the core cycle length and power level under consideration. However, for the U–Mo–Al case, k 1 increases up to a maximum value and decreases afterwards. This is a striking result since the reactivity for the U–Mo–Al fuel does not increase steadily as verified for the U 3 Si 2 –Al case. Beyond a certain uranium density, the reactivity will decrease making useless the addition of more uranium.