Böcker av Juan Canellas Bosch Neto

La redditività dei reattori nucleari dipende da un sistema di sicurezza efficiente nel funzionamento delle unità di trattamento nucleare. Gran parte della sicurezza dei reattori nucleari a fissione è legata alla densità di neutroni, che richiede un equilibrio ben bilanciato tra i neutroni emessi e quelli persi (tramite assorbimento o perdita di neutroni), al fine di evitare danni gravi come il surriscaldamento e possibili esplosioni. Nel presente lavoro è stata effettuata una revisione della letteratura riguardante l'energia nucleare, la modellazione e la simulazione dinamica di un reattore nucleare, lo sviluppo di una nuova equazione (sistema di equazioni differenziali non lineari) per la previsione della densità di neutroni, della potenza e delle frazioni di massa dei gruppi precursori di neutroni ritardati, in un reattore nucleare a fissione e l'applicazione della logica fuzzy in questi reattori. Secondo la bibliografia, il sistema di equazioni differenziali non lineari proposto da Duderstadt e Hamilton è uno dei più rappresentativi per la previsione della densità di neutroni, ma presenta una carenza per il risultato della densità di neutroni in sistemi moderati. In questo lavoro, è stata sviluppata una nuova equazione per prevedere la densità di neutroni in sistemi moderati.

Die Rentabilität von Kernreaktoren hängt von einem effizienten Sicherheitssystem für den Betrieb von Kernkraftwerken ab. Ein großer Teil der Sicherheit von Kernspaltungsreaktoren hängt mit der Neutronendichte zusammen, die ein ausgewogenes Gleichgewicht zwischen den emittierten Neutronen und den verlorenen Neutronen (durch Absorption oder Neutronenleckage) erfordert, um größere Schäden wie Überhitzung und mögliche Explosionen zu vermeiden. In der vorliegenden Arbeit wurde eine Literaturübersicht über die Kernenergie, die dynamische Modellierung und Simulation eines Kernreaktors, die Entwicklung einer neuen Gleichung (System nichtlinearer Differentialgleichungen) zur Vorhersage der Neutronendichte, der Leistung und der Massenanteile der verzögerten Neutronenvorläufergruppen in einem Kernspaltungsreaktor und die Anwendung der Fuzzy-Logik in diesen Reaktoren durchgeführt. Nach der Bibliographie ist das von Duderstadt und Hamilton vorgeschlagene System nichtlinearer Differentialgleichungen eines der repräsentativsten für die Vorhersage der Neutronendichte, weist aber einen Mangel für das Ergebnis der Neutronendichte in moderaten Systemen auf. In dieser Arbeit wurde eine neue Gleichung zur Vorhersage der Neutronendichte in moderaten Systemen entwickelt.

The viability of nuclear reactors depends on an efficient safety system in the operation of nuclear processing units. A large part of the safety of nuclear fission reactors is related to the neutron density, which requires a well-balanced balance between the emitted neutrons and the lost neutrons (via absorption or neutron leakage), in order to avoid major damage such as overheating and possible explosions. In the present work, a literature review concerning nuclear energy, the dynamic modeling and simulation of a nuclear reactor, the development of a new equation (system of nonlinear differential equations) for predicting the neutron density, power and mass fractions of the delayed neutron precursor groups, in a nuclear fission reactor and the application of fuzzy logic in these reactors was performed. According to the literature, the system of nonlinear differential equations proposed by Duderstadt and Hamilton is one of the most representative for the prediction of neutron density, but it presents a deficiency for the result of neutron density in moderated systems. In this work, a new equation was developed to predict the neutron density in moderate systems.

La viabilité des réacteurs nucléaires dépend d'un système de sécurité efficace dans l'exploitation des unités de traitement nucléaire. Une grande partie de la sécurité des réacteurs à fission nucléaire est liée à la densité neutronique, qui nécessite un bon équilibre entre les neutrons émis et les neutrons perdus (par absorption ou fuite de neutrons), afin d'éviter des dommages majeurs tels que la surchauffe et d'éventuelles explosions. Dans le présent travail, une analyse bibliographique a été réalisée concernant l'énergie nucléaire, la modélisation et la simulation dynamiques d'un réacteur nucléaire, le développement d'une nouvelle équation (système d'équations différentielles non linéaires) pour prédire la densité de neutrons, la puissance et les fractions de masse des groupes de précurseurs de neutrons retardés, dans un réacteur à fission nucléaire et l'application de la logique floue dans ces réacteurs. Selon la bibliographie, le système d'équations différentielles non linéaires proposé par Duderstadt et Hamilton est l'un des plus représentatifs pour la prédiction de la densité de neutrons, mais présente une lacune pour le résultat de la densité de neutrons dans les systèmes modérés. Dans ce travail, une nouvelle équation a été développée pour prédire la densité de neutrons dans les systèmes modérés.

A viabilidade dos reatores nucleares depende de um sistema de segurança eficiente na operação das unidades de processamento nucleares. Grande parte da segurança dos reatores de fissão nuclear está relacionada com a densidade de nêutrons, que necessita de um balanço bem equilibrado entre os nêutrons emitidos e os nêutrons perdidos (via absorção ou fuga de nêutrons), a fim de evitar grandes danos como superaquecimento e possíveis explosões. No presente trabalho foi realizada uma revisão bibliográfica relativa à energia nuclear, à modelagem dinâmica e simulação de um reator nuclear, o desenvolvimento de um novo equacionamento (sistema de equações diferenciais não lineares) para previsão da densidade de nêutrons, potência e frações mássicas dos grupos precursores de nêutrons atrasados, em um reator de fissão nuclear e aplicação da lógica fuzzy nestes reatores. De acordo com a bibliografia, o sistema de equações diferenciais não lineares proposto por Duderstadt e Hamilton é um dos mais representativos para a previsão da densidade de nêutrons, porém apresenta uma deficiência para o resultado da densidade de nêutrons em sistemas moderados.