A importância da proteção contra radiação ionizante está aumentando em paralelo com a evolução da medicina nuclear. O emprego de radiações na área da saúde inclui seções de diagnóstico e de radioterapia – desde que a sala de tratamento receba um nível de radiação que não seja deletério. Este trabalho ilustrará a eficácia do concreto como material de blindagem (ou barreira), para atenuação de raios gama monoenergéticos. Diante disso, foram traçadas as curvas da atenuação exponencial, do fator de crescimento (Buildup) e do fator de transmissão para diferentes energias do raio gama e espessuras do concreto. Obteve-se uma comparação entre métodos da Engenharia Nuclear para determinação dos fatores de Buildup – isto é, foi mostrado que ao calcular o fator de Buildup por Taylor, conseguem-se resultados próximos ao se utilizar o fator de Buildup de Berger. Diante deste contexto, o presente artigo tem como questão norteadora: Como o Engenheiro Civil pode projetar barreiras de proteção sabendo dos potenciais riscos de radiação, mantendo a segurança necessária? O objetivo geral é determinar os fatores de transmissão, em função da atenuação exponencial e do fator de Buildup, da radiação eletromagnética em blindagens de concreto, pois dessa maneira obtém-se uma equação de linha de tendência que possibilita ao engenheiro projetista determinar a espessura da barreira que assegure a devida proteção radiológica. Para o desenvolvimento deste estudo foi necessária uma pesquisa exploratória, através de revisão bibliográfica. Como houve a análise das informações obtidas, elucida-se uma pesquisa de forma qualitativa e quantitativa. Como conclusão deste estudo elaborou-se curvas dos fatores de transmissão de raios gamas em várias espessuras de concreto. Constatou-se que esses fatores de transmissão dependem da energia do raio gama e da espessura de concreto empregada. Finalmente, enfatiza-se a importância para o Engenheiro Civil obter os devidos conhecimentos técnicos ao se deparar com este tipo de projeto.
O setor de pesquisa e desenvolvimento de um país tem suma importância para a disseminação e avanço do conhecimento, implicando diretamente no setor econômico e na visibilidade da nação internacionalmente, sob esta perspectiva a energia nuclear se mostra um assunto crescente e de suma importância para a expansão do programa nuclear brasileiro. O reator Argonauta é um reator de pesquisa localizado na Universidade Federal do Rio de Janeiro (UFRJ) no prédio do Instituto de Engenharia Nuclear (IEN). Por ser um reator de pesquisa, sua potência é baixa e, devido a isso, diversos experimentos podem ser realizados no mesmo. Como em todo reator um dos fatores que estão sempre presentes na determinação da segurança intrínseca é a sua Reatividade. Há diversos fatores que fazem o controle da Reatividade de um reator, dentre eles a temperatura no elemento combustível, no moderador e no refrigerante. Tendo isso em vista, o objetivo deste trabalho é analisar a influência que a temperatura do moderador faz na reatividade do reator onde será possível de determinar o chamado coeficiente global de temperatura (ou coeficiente de temperatura no moderador) do reator Argonauta e compará-lo com os parâmetros nucleares do reator. Com a utilização da metodologia aplicada pelos operadores do reator durante a operação, é possível definir uma relação reatividade vs temperatura para a determinação deste coeficiente e verificação da segurança do reator quanto ao aumento de temperatura.
O setor de pesquisa e desenvolvimento de um país tem suma importância para a disseminação e avanço do conhecimento, implicando diretamente no setor econômico e na visibilidade da nação internacionalmente. Sob essa perspectiva, a energia nuclear se mostra um tópico crescente e de grande relevância para a expansão do programa nuclear brasileiro. O Reator Argonauta é um reator de pesquisa localizado na Universidade Federal do Rio de Janeiro (UFRJ) no prédio do Instituto de Engenharia Nuclear (IEN). Por ser um reator de pesquisa, sua potência é baixa e, devido a isso, diversos experimentos podem ser realizados nele. Como em todo reator, um dos fatores que estão sempre presentes na determinação da segurança intrínseca é a sua Reatividade. Há diversos fatores que permitem o controle da Reatividade de um reator, dentre eles as temperaturas no elemento combustível, no moderador e no refrigerante. Tendo isso em vista, o objetivo deste trabalho é analisar a influência que a temperatura do moderador exerce na reatividade do reator, sendo possível de determinar o chamado coeficiente global de temperatura (ou coeficiente de temperatura no moderador) do Reator Argonauta e compará-lo com os parâmetros nucleares do reator. Com a utilização da metodologia aplicada pelos operadores do Argonauta durante a operação, é possível definir uma relação entre reatividade e temperatura para a determinação do coeficiente e a verificação da segurança do Reator quanto ao aumento de temperatura.
This research characterizes the temperature profiles inside a cylindrical nuclear fuel pin cooled by water in which the surface temperature of the cladding material is specified. Uniform heat generation by fission is considered. Two configurations were analyzed: 1) a cylindrical fuel rod constituted by uranium; and 2) a cylindrical fuel rod constituted by uranium encased in a zircalloy-4 cladding and a gap filled with helium between them. Heat transfer is constant, and the analysis is one-dimensional because symmetry is observed about the rod centerline. Constant thermal conductivity is assumed for the analytical solutions, while the numerical solution considered variable thermal conductivities. Simulations were performed using the software COMSOL Multiphysics, and the results were plotted using Octave. Results showed agreements between analytical and numerical solutions, which indicates that the methods applied in the present work can be used in order to perform educational and research studies in engineering subjects such as heat transfer and thermal hydraulics in the nuclear area.
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