Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2014-11-10T11:30:02Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-11-10T11:30:02Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2014-11-10T11:30:02Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-11-10T11:30:02Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares IPEN-CNEN/SP produz rotineiramente o combustível nuclear necessário para a operação de seu reator de pesquisas IEA-R1. Esse combustível é formado por placas combustíveis contendo núcleos de dispersões U3Si2-Al, obtidas por laminação. As placas combustíveis sofrem um tratamento químico para limpeza de sua superfície, com o objetivo de garantir a remoção de qualquer impureza presente em suas superfícies, incluindo resíduos de urânio. Nos últimos 10 anos foram constatados de forma esporádica aumentos significativos na atividade radioativa da água da piscina do reator IEA-R1. O aumento da atividade no ambiente do reator foi relacionado à entrada na piscina de elementos combustíveis recém-fabricados, entrando em operação. Apesar do processo de tratamento superficial atual estar perfeitamente estável e reprodutível, uma possível causa para o aumento da atividade da água da piscina do reator IEA-R1 é a presença de contaminação residual de urânio na superfície não retirada pelo tratamento químico superficial. Durante anos, esse problema não foi observado devido à baixa potência de operação do reator, no nível de 2 MW. Contudo, com o aumento da potência, acima de 3,5 MW, esse problema começou a ser observado. Esse trabalho verifica a hipótese da contaminação residual de urânio na superfície das placas combustíveis de forma estatística e caracteriza a adequação do processo de tratamento superficial de placas combustíveis. Utilizou-se uma metodologia estatística de avaliação do processo em três níveis: produção presente, contaminação intencional, produção histórica. A contagem de emissões alfa por contador de NaI permitiu a quantificação de urânio residual. Como resultado global, verificou-se que pode ocorrer contaminação abaixo de 1 g de 235U por elemento combustível. Essa contaminação não é significante para causar eventuais acidentes de aumento de atividade no reator IEA-R1. Provou-se no presente trabalho que a metodologia de contagens de emissões alfa é segura, precisa e rápida para se analisarem contaminações superficiais de urânio nas placas combustíveis. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:52:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:31Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:52:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:31Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O presente trabalho descreve uma nova metodologia desenvolvida para modelar o comportamento da atividade em sistema de coincidência 4π(PC)β-γ. As eficiências para elétrons no detector proporcional (PC) e para radiação gama no detector de NaI(Tl) foram calculadas utilizando o programa de Monte Carlo MCNP4C. Outro código de Monte Carlo foi desenvolvido para seguir o caminho no esquema de desintegração desde o estado inicial do radionuclídeo precursor, até o estado fundamental do núcleo filho. Cada etapa do esquema de desintegração é selecionada por meio de números aleatórios levando em conta as probabilidades de cada ramo β- ou captura eletrônica, as probabilidades de transição e os coeficientes de conversão interna. Uma vez que o estado final tenha sido atingido é verificado se houve detecção de eventos beta, captura eletrônica ou transições gama, e os eventos para os três espectros, beta, gama e coincidência são contabilizados. A variação da eficiência beta pode ser feita através da simulação de corte na energia detectada ou pela utilização de absorvedores (Collodion). Foram escolhidos para a simulação os radionuclídeos 134Cs, 72Ga que se desintegram por transição β-, 133Ba que se desintegra por captura eletrônica e 35S que é um emissor beta puro. Para este último foi simulando o Método do Traçador. As curvas de extrapolação obtidas por Monte Carlo foram ajustadas pelo Método dos Mínimos Quadrados com os pontos experimentais e comparados com os resultados obtidos pelo Método da Extrapolação Linear. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP