CENTRO DE INFORMACIÓN EDUARDO SAVINO (CIES)
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El Centro de Información Eduardo Savino (CIES) es una Biblioteca especializada en el uso de la energía nuclear y sus aplicaciones, pertenece a la Gerencia del Instituto Sabato y se encuentra ubicado en el edificio Tandar del Centro Atómico Constituyentes. La Biblioteca CIES tiene como misión contribuir al aprendizaje, la investigación y la innovación de la comunidad científica, tecnológica y académica de la CNEA, ofreciendo servicios bibliográficos, recursos de calidad y personal especializado en Bibliotecología.
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Examinando CENTRO DE INFORMACIÓN EDUARDO SAVINO (CIES) por Autor "Abbate, Máximo Julio"
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Ítem Acceso Abierto Actividades de grado y posgrado en la carrera de Ingeniería Nuclear del Instituto Balseiro y otras consideraciones generales(Comisión Nacional de Energía Atómica, 1978) Abbate, Máximo JulioLa creación de la Carrera de Ingeniería Nuclear, en el Instituto Balseiro de la Universidad Nacional de Cuyo y Comisión Nacional de Energía Atómica, es uno de los antecedentes más recientes y concretos de estudios realizados en nuestro país, acerca del problema de formar profesionales calificados en el campo de la ingeniería. Su definición ha requerido analizar distintos aspectos, los que guardan estrecha relación con el temario de este congreso y que son: a) Requerimientos generales de las actividades de grado y posgrado necesarias para satisfacer un objetivo dado. b) Definiciones y precisiones en cuanto al tipo de carrera más adecuado y sus grados académicos. c) Cursos de acción para implementar la carrera. d) Previsiones para las actividades de posgrado y generalidades acerca de la acreditación, significado y alcance de los títulos. e) Relaciones eventuales a nivel nacional, financiación, etc. Así se describe lo realizado y concluido para esta carrera en particular y, tomando eso como base, se efectúan una generalización y extrapolaciones hacia la resolución del problema del posgrado en el campo de la ingeniería en general.Ítem Acceso Abierto Anomalía en constantes multigrupo de moderadores livianos cuando se usa el código GGC-3(Asociación Argentina de Tecnología Nuclear, 1980) Boado, H. J.; Gho, Carlos José; Abbate, Máximo JulioSe han analizado las diferencias en la obtención de las matrices de transferencia, entre el código GGC-3 y el sistema implementado en la División N y , R para la obtención de constantes multigrupo. Se han realizado cálculos en sistemas multiplicativos que contienen agua pesada, usando ambas aproximaciones. De las diferencias en los resultados, se concluye que el método implementado es más adecuado para el tratamiento de sistemas que incluyen moderadores distintos del agua liviana.Ítem Acceso Abierto Cálculos neutrónicos en medios multiplicativos moderados mediante agua pesada utilizando la biblioteca del código GGC-3(Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA), 1981) Boado, H.J.; Abbate, Máximo Julio; Gho, C.J.Se han analizado las diferencias en la obtención de las matrices de transferencia, entre el código GGC-3 y el sistema implementado en la Division Neutrones y Reactores para la obtención de constantes multigrupo. Se han realizado cálculos en sistemas multiplicativos que contienen agua pesada, usando ambas aproximaciones. De las diferencias en los resultados, se concluye que el método implementado es más adecuado para el tratamiento de sistemas que incluyen moderadores distintos de agua liviana.Ítem Acceso Abierto Determinación de secciones eficaces de absorción de neutrones térmicos por el método de fuente pulsada(Asociación Física Argentina, 1974) Abbate, Máximo Julio; Lolich, J. V.Las secciones eficaces de absorción del cloro y boro, han sido determinadas comparando el decaimiento temporal de la densidad neutrónica en agua liviana pura con el de soluciones de agua envenenada con cloruro de sodio y ácido bórico para una misma geometría. El método desarrollado permitirá verificar la concentración de veneno de las soluciones utilizadas para la medición de espectros de neutrones por el método de tiempo de vuelo.Ítem Acceso Abierto Determinación experimental del factor de cadmio para hojuelas de indio.(Asociación Física Argentina, 1976) Lolich, J. V.; Abbate, Máximo JulioSe determino experimentalmente el factor de cadmio y la transmisión térmica de neutrones para hojuelas de una aleación de Indio y aluminio de 0.254 mm de espesor. Para el espesor de cadmio de 0.53 mm se obtuvo: Fc d = (1.06 + 0.01) X ter - (0.030 + 0.003) Estos resultados, permitirán obtener una mayor precisión en las determinaciones de las distribuciones neutronicas térmica y epitérmica que se realizan en los materiales utilizados para la medición de espectros por tiempo de vuelo en el CAB.Ítem Acceso Abierto Effect of Photoneutrons on Thermalization Experiments in Deuterium(Taylor and Francis, 1980) Gho, C. J.; Sbaffoni, M. M.; Parkinson, T. F.; Abbate, Máximo JulioThe neutron slowing down process is frequently studied by means of a pulsed-electron beam from a Linac impinging on a heavy metal target. The resulting pulses of photoneutrons are thermalized and the differential spectrum is measured via the time-of-flight method. If the thermalizing medium contains deuterium or beryllium, a secondary distributed photoneutron source is produced by the gamma-ray flash from the Linac. The magnitude of this secondary source in D2O was measured by foil activation and it was shown that the effect of the secondary source can be accurately evaluated.Ítem Acceso Abierto El sistema educativo Argentino y la formación de ingenieros nucleares(1982) Abbate, Máximo Julio; Runzuglia, H. A.El presente es un documento de trabajo, con el fin de plantear las soluciones propuestas en la enseñanza de la Ingeniería dentro de una especialidad concreta y bien definida. Se comienza haciendo un análisis de la situación actual y como se solucionan las falencias en la formación del ingeniero por parte de las empresas e instituciones que los emplean. Seguidamente se dan lineamientos generales de las posibles soluciones futuras y como encarar en la actualidad el cambio gradual de metodología. Finalmente se da como ejemplo concreto la enseñanza de la Ingeniería Nuclear en el Instituto Balseiro - Universidad Nacional de Cuyo; las condiciones en que se creó la carrera, su programación dinámica y cuales son los próximos pasos para dar en definitiva la metodología de la carrera de Ingeniería Nuclear para el próximo siglo, y sus condicionantes.Ítem Acceso Abierto Espectros de flujo angular de neutrones cerca de una interfase entre agua liviana y agua pesada.(Universidad Nacional de Cuyo.Instituto de Física José A. Balseiro (Argentina), 1977) Abbate, Máximo JulioSe han medido por el método de tiempo de vuelo, y calculado en aproximación transporte; espectros del flujo angular de neutrones de bajas energías en inmediaciones de una interfase entre agua liviana y agua pesada. Estas actividades fueron complementadas con mediciones integrales de la distribución espacial de la población de neutrones en el medio, y de su comportamiento temporal.Ítem Acceso Abierto Estudio y desarrollo de un blanco para la producción de neuitrones con acelerador lineal(Asociación Física Argentina, 1974) Abbate, Máximo Julio; Lolich, J. V.El presente trabajo constituye una extensión de estudios y desarrollos de blancos pesados utilizables para estos fines, realizados con anterioridad, y ha comprendida al estudio de: la eficiencia de producción da neutrones, la disipación da la potencia del haz y el uso del fenómeno de reflexión para aumentar la intensidad en direcciones determinadas.Ítem Acceso Abierto Estudio y desarrollo de un blanco para la producción de neutrones con acelerador lineal(Comisión Nacional de Energía Atómica (Argentina), 1973) Abbate, Máximo Julio; Lolicih, J. V.Se ha estudiado y desarrollado un blanco pesado a fin de obtener una fuente de neutrones de alta eficiencia a partir del haz pulsado de electrones del acelerador lineal del CAB (LD^.C). Fueron estudiadas las propiedades y espesores adecuados de distintos materiales con respecto a la producción de neutrones y la posibilidad de aprovechar los que normalmente se pierden mediante un conveniente reflector. El diseño del blanco incluyó un sistema de refrigeración por agua forzada, calculado para disipar hasta 2 Kw de potencia media. Elegido el material (Fansteel) se realizaron mediciones de la producción y distribución anclar de neutrones para distintos espesores del mismo, lo cual permitió determinar la cantidad de neutrones producidos, por electrón de este material. El efecto del reflector fue modificar la distribución angular de los neutrones del blanco de modo de aumentar la intensidad en el punto de interés. Este resultó ser del 34%. Además fueron determinadas las distribuciones angulares en función de la corriente y energía del LIMAC y se verificó que la potencia entregada al blanco se disipaba convenientemente.Ítem Acceso Abierto Una evaluación del modelo ENDF/GASKET de la dispersión de neutronestérmicos en agua pesada(Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA), 1977) Abbate, Máximo Julio; Antunez, Héctor MiguelEl modelo ENDF/GASKET fue elegido para el tratamiento de la dispersión de neutrones térmicos en un programa de estudio del agua pesada como moderador. Ello hizo necesario para evaluarlo, un esfuerzo que se describe en el presente trabajo. En primer término se calculó la ley de dispersión S(α, β) con ENDF/GASKET. La comparación de los valores obtenidos con otros medidos y calculados hasta la fecha mostró que el modelo no es totalmente satisfactorio desde este punto de vista. Esto se atribuye a que no tiene en cuenta efectos de coherencia y a que tanto su espectro de frecuencia continuo como el discreto deben ser mejorados. Con todo, es difícil sacar conclusiones definitivas porque ios valores experimentales consultados presentan serias discrepancias entre sí. Se calcularon los momentos de Legendre de la sección eficaz doble diferencial y sus valores icroscópicos, y como fue observado en otros trabajos, la aproximación incoherente hace que no se reproduzca la sección eficaz total medida a energías menores que 0,006 eV. Por su parte la discrepancia que presenta el valor medio calculado del coseno del ángulo de dispersión con valores medidos podría implicar que el efecto de coherencia se manifiesta a mayores energías que las antedichas, lo cual está de acuerdo con los resultados de la comparación precitada de valores de la ley de dispersión. Finalmente se calcularon constantes de decaimiento y parámetros de difusión para D20(100 %) , encontrándose buen acuerdo con valores de otras fuentes. Se propone completar essta verificación en forma diferencial mediante la medición de espectros de neutrones de bajas energías, comparándolos con los que se calculen con las secciones eficaces obtenidas a partir del modelo en cuestión. A esta altura se vislumbran como posibles alternativas para etapas ulteriores, el mejoramiento de ENDF/GASKET o bien la evaluación del más reciente modelo de Jarvis.Ítem Acceso Abierto Facilidad para la medición de espectros de neutrones por el Método de tiempo de vuelo(Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA), 1974) Abbate, Máximo Julio; Volkis, J. E.; Lolich, J. V.; Remez, Luis AlbertoSe ha completado la puesta en operación y realizado las pruebas de un dispositivo experimental para la medición de espectros de neutrones de bajas energías, por el método de tiempo de vuelo, utilizando el Acelerador Lineal del C.A.B. Esta facilidad constituye una importante herramienta para las investigaciones en física de neutrones y de reactores. Etapas principales cumplidas en relación con este proyecto fueron: Diseño y construcción del tubo de vuelo de 17 metros, sistema de colimación y blindajes, Montaje, puesta en operación optimización de un detector de neutrones de vidrio de litio, Especificación, diseño, construcción y puesta en operación de la electrónica asociada, incluyendo un sistema de adquisición y acumulación de datos "on-line" con la computadora del C.A.B., Implementación de técnicas auxiliares para mediciones de decaimientos y de distribución espacial del flujo, Preparación, adecuación y puesta en operación de programas para la adquisición, reducción y corrección de datos. Se describen en este trabajo las técnicas experimentales, de medición, acumulación, reducción y corrección de datos que fueron implementadas. Las pruebas finales consistieron en la reproducción de espectros medidos y calculados en otros laboratorios, obteniéndose muy buen acuerdo.Ítem Acceso Abierto Facilidad para la medición de espectros de neutrones por el método de tiempo de vuelo(Comisión Nacional de Energía Atómica (Argentina), 1972) Abbate, Máximo Julio; Remez, Luis Alberto; Lolich, J.; Volkis, J. E.Se ha completado la puesta en operación y realizado las pruebas de un dispositivo experimental para la medición de espectros de neutrones de bajas energías, por el método de tiempo de vuelo, utilizando el Acelerador Lineal del C.AB. Esta facilidad constituye una importante herramienta para las investigaciones en física de neutrones y de reactores. Etapas cumplidas en relación con este proyecto fueron: Diseño y construcción del tubo de vuelo de 17 metros, sistemas de colimasión y blindajes, montaje, puesta en operación y optimización de un reactor de neutrones de vidrio de Litio, Especificación, diseño, construcción y puesta en operación de la electrónica asociada, incluyendo un sistema de adquisición y acumulación de datos “on-line” con la computadora del CAB. Implementación de técnicas auxiliares para mediciones de decaimientos y de distribución espacial del flujo. Preparación, adecuación y puesta en operación de programas para la adquisición, reducción y corrección de datos. Se describen en este trabajo las técnicas experimentales, de medición, acumulación, reducción y corrección de datos que fueron implementadas. Las pruebas finales consistieron en la reproducción de espectros medidos y calculados en otros laboratorios, obteniéndose muy buen acuerdo.Ítem Acceso Abierto Fuente pulsada y muy intensa de neutrones tipo "Booster"(Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA), 1978) Abbate, Máximo JulioUn reactor rápido, compacto, pulsado con acelerador lineal y de reactividad modulada constituye una concepción moderna y muy adecuada para obtener una fuente de neutrones térmicos de gran intensidad. Su definición y factibilidad han sido estudiadas en diversas oportunidades habiéndose determinado que ofrece ventajas frente a otro tipo de facilidades. Este trabajo, que forma parte de uno de estos estudios comprende un análisis general de los parámetros más significativos de un sistema de este tipo y cálculos teóricos de su núcleo y blindajes. Se ha elegido y probado un sistema de cálculo aplicable a reactores rápidos muy compactos, elaborado un método para realizar estimaciones en problemas de blindajes y seguridad y logrado predecir adecuada y teóricamente el comportamiento general. Además se obtuvieron resultados definitorios de importantes parámetros para el estudio de factibilidad y prediseño (como masa y volumen críticos, vida media, etc.) y otros parciales referentes al uso de óxido de plutonio como combustible, así cómo estimaciones de diversas funciones básicas necesarias para el cálculo definitivo.Ítem Acceso Abierto La Carrera de Ingeniería Nuclear en el Instituto Balseiro(1978) Abbate, Máximo Julio; Bressan, Oscar José; Olcese, J. J.Esta breve pero clara exposición de los esfuerzos que se realizan en nuestro país para la preparación de personal especializado en la especialidad, fue preparado por el Dr. Máximo Abbate, que integra las filas del Ejército Argentino y se desempeña como Vicedirector de la carrera de Ingeniería Nuclear en el Instituto de Física “ Balseiro’’ del Centro Atómico Bariloche con la colaboración die O. J. Bressan y J. J. Olcese.Ítem Acceso Abierto Medición y cálculos de espectros de neutrones en agua liviana(Asociación Física Argentina, 1973) Abbate, Máximo Julio; Volkis, J. E.; Lolich, J. V.; Remez, Luis AlbertoLos sistemas de tipo considerados en este trabajo han sido objeto de anteriores estudios, dada la importancia del agua liviana como elemento moderador. Trabajos de otros autores (1-4) contienen comparaciones, entre valores medidos y calculados, de espectros de neutrones en función de la concentración de veneno. Los resultados obtenidos en los casos de concentración no nula fueron satisfactorios; pero, en el de agua pura, presentaron serias discrepancias. Motivado por esto, se han medido y calculado espectros de neutrones en agua a temperatura ambiente y en condiciones cuasi infinitas, habiéndose repetido casos con envenenamiento "l/v", suficientemente conocidos, como verificación de los métodos experimentales y de cálculo.Ítem Acceso Abierto Método de cálculo para la obtención de parámetros de difusión(Instituto de Física "Dr. José A. Balseiro". Universidad Nacional de Cuyo, 1972) Volkis, J. E.; Lolich, J. V.; Abbate, Máximo JulioSe desarrolló y puso en operación un sistema de programas para el cálculo teórico de los parámetros de difusión de neutrones en un medio moderador. Estos son obtenidos a partir de las constantes de decaimiento de un pulso de neutrones en el medio en estudio, para distintas dimensiones del mismo. El sistema incluye la veneración de los datos nucleares involucrados en él cálculo y se utilizó para obtener los parámetros de difusión del agua a temperatura ambiente. Las diferencias entre los valores de constante de decaimiento calculados y los medidos por otros autores resultaron menores que el 1%. De la comparación con los cálculos realizados por otros autores con distintos métodos y diferentes modelos para el núcleo de disnersión del apua, se desprende nue los valores obtenidos se encuentran en mejor acuerdo nue aquellos con los resultados experimentales.Ítem Acceso Abierto Neutron thermalization process in benzene(1980) Abbate, Máximo Julio; Lolich, José Valentín; Wio, Horacio SergioThe close relation between the molecular dynamics of the moderotors and the neutron thermalization process in them is widely known. Since these processes have fundamental importance In the design of thermal nuclear power plants there Is interest to obtain a precise description and knowledge about them. The problem so explained is highly complex in a general point of view because firstly implies to formulate particular models for each molecular species that can be found in the reactor, and secondly the definition of these models is limited to semiempiricol procedures, that means the models ore not totally independent from *he experimental Information that they intend to reproduce with its results.Ítem Acceso Abierto Nueva versión del programa dot 3 . 5: desarrollo y puesta en operación(Comisión Nacional de Energía Atómica (Argentina), 1985) Sbaffoni, María Mónica; Abbate, Máximo JulioThe use of code DOT 3.5 in calculations that involve neutrón thermalization processes in systems with a strong upscattering effect, has shown several problems, i.e . arise of negative fluxes, in stability of the solution s , and random convergence/1/. Because of these undesirable results, a new versión of the code was developed, which maintain the possibiliti es of the former one and adds, as option, the utilization of a new upscattering acceleration method, called "diffementíal method" or "group by group". it is more adequate for this kind of cases and solves, with the addition of a few other minor modifications, the above mentioned problems. Since this new versión includes the original one, the modifications descríbed in this report, in particular those of input and output features, are anaddendum to the corresponding user's manual. El uso del código DOT 3.5 en cálculos que involucran procesos de termalización de neutrones en sistemas con un fuerte efecto upscattering ha mostrado varios problemas, i.e. surgen de flujos negativos, en estabilidad de la solución s , y convergencia aleatoria/1/. Debido a estos resultados no deseados, se desarrolló una nueva versión del código, que mantiene las posibilidades de la anterior y agrega, como opción, la utilización de un nuevo método de aceleración de upscattering, denominado "método diferencial" o "grupo por grupo". . es más adecuado para este tipo de casos y soluciona, con algunas modificaciones menores, los problemas antes mencionados. Dado que esta nueva versión incluye la original, las modificaciones descritas en este informe, en particular las de las funciones de entrada y salida, son una adenda al manual de usuario correspondienteÍtem Acceso Abierto Plan de investigaciones neutrónicas en combustibles nucleares(Editorial Ciencia Nueva, 1978) Lolich, José V.; Abbate, Máximo JulioEl problema actual más importante de la física de reactores de potencia, es el referente al uso de uranio enriquecido y /o plutonio en sistemas de uranio natural. Esto es debido a que en sistemas físicos enriquecidos de esta forma se presenta una doble heterogeneidad (entre combustible y moderador; y entre combustible de distinta composición), una fuerte absorción de neutrones en el uranio enriquecido y /o plutonio, y una absorción “no 1/v" en el plutonio.