Orientador: Elias Basile Tambourgi / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de CAmpinas, Faculdade de Engenharia Quimica / Made available in DSpace on 2018-07-23T20:27:04Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Ferraz_WilmarBarbosa_D.pdf: 3357035 bytes, checksum: 5566b8c77df14f08dc4acbedc2d902d8 (MD5) Previous issue date: 1998 / Resumo: O conhecimento da autodifusão do urânio no combustível nuclear 'UO IND. 2¿ apresenta grande interesse nas áreas de fabricação e de previsão de desempenho do combustível sob irradiação. Neste trabalho é descrita uma nova metodologia para a medida direta da autodifusão do urânio no 'UO IND. 2¿ através da utilização do isótopo 'U ANTPOT. 235¿ como traçador, e a determinação dos perfis de difusão por espectrometria de massa de íons secundários (SIMS). Os estudos foram conduzidos em monocristais e policristais de 'UO IND. 2¿. As experiências de difusão em monocristais foram realizadas em uma atmosfera redutora de 'H IND. 2¿, entre 1498 e '1697 GRAUS¿C. Os coeficientes de difusão do urânio no 'UO IND. 2¿, em volume, podem ser descritos pela seguinte relação de Arrhenius: D('cm POT. 2¿/s) = 8,54x¿10 POT. ¿7¿exp[-4,4(eV)/kT]. Esse resultado é muito menor do que aqueles previamente determinados para outros autores. Isto pode ser atribuído a numerosos fatores, tais como estequiometria, qualidade da amostra e técnica utilizada na determinação do coeficiente de difusão. Os estudos com policristais foram realizados nas mesmas condições experimentais dos monocristais. Nestas condições, a difusividade do urânio que prevalece na pastilha de 'UO IND. 2¿ policristalina corresponde à difusão intergranular do tipo B... Observação: O resumo, na íntegra, poderá ser visualizado no texto completo da tese digital / Abstract: Not informed. / Doutorado / Sistemas de Processos Quimicos e Informatica / Doutor em Engenharia Química

Orientador: Cesare M. Giulio Lattes / Dissertação (mestrado) - Universidade Estadual de Campinas, Instituto de Fisica Gleb Wataghin / Made available in DSpace on 2018-07-15T15:56:43Z (GMT). No. of bitstreams: 1 HadlerNeto_JulioCesar_M.pdf: 1321677 bytes, checksum: ae2bab93affae804b4a79059231b29c1 (MD5) Previous issue date: 1979 / Resumo: Não informado / Abstract: Not informed. / Mestrado / Física / Mestre em Física

Este trabalho apresenta uma contribuição ao Programa de Reatores Rápidos Regeneradores, em desenvolvimento no Instituto de Estudos Avançados do Centro Técnico Aeroespacial. Faz-se um estudo comparativo de três tipos de elementos combustíveis (metálico, óxido e carbonetq.Devido às fracas propriedades mecinicas do urinio metálico, ã enfatizada a possibilidade de ligá-lo com elementos de liga, a fim de aumentar sua resistência mecânica,~sua resistência a corrosao e a estabilidade dimensional, quando submetido a ciclagem térmica. Dentre os elementos de liga, são feitas considerações especiais em relação ao niõbio, zircônio, titinio e molibdênio, que proporcionam elevada solubilidade gama e propriedades adequadas ao urânio, para emprego em reatores. são estudados os diagramas de equilíbrio para o urânio com estes quatro elementos, e sao revistos os pontos fundamentais das transformações de fases sob tratamento térmico. A fim de se ter um estudo compreensivo do assunto,os mãtodos e tãcnicas mais importantes para a obtenção do urânio metálico, desde a redução do UF4 pelo magnésio até o refino e purificação em fornos a vácuo, são estudados.Procurando-se validar os aspectos teóricos, o trabalho experimental foi conduzido obedecendo à sequência: (i) redução de UF 4 pelo magnésio; (ii) seguinte refino

[pt] Os elementos combustíveis de reatores nuclear são geralmente constituídos por feixes de barras contendo as pastilhas de combustível montadas em arranjos de geometria triangular ou quadrada, através dos quais o fluido refrigerante escoa axialmente. O projeto térmico desses elementos só pode ser efetuado se informações sobre o processo de retirada de calor pelo fluido refrigerante são disponíveis, o que exige uma descrição detalhada do campo de velocidades do escoamento. No presente trabalho são utilizados um modelo de turbulência de zero equações e uma lei da parede para transferência de energia na obtenção dos campos de velocidades e temperaturas do escoamento, e também das distribuições angulares da tensão cisalhante e do Número de Nusselt na parede de um subcanal típico de elemntos combustíveis nucleares, para escoamentos turbulentos, em regime permanente, totalmente desenvolvidos, de fluidos, incompressíveis e assumindo propriedades independentes da temperatura com escoamentos axiais através de arranjos triangulares de barras com diferentes razoes de aspectos (P/D) e diferentes Números e Reynolds (Re). Os resultados são comparados com resultados experimentais de outros autores, obtidos da literatura, e apresentam boa concordância. / [en] Nuclear fuel elements generally consists of cladding rods containing the fuel pellets, with the coolant flowing axially through them. The thermal design of such elements only can be carried out if information about the heat transfer process to the coolant be avaiable, wich demmands a detailed description of the velocity field of flow. In the present work a zero equation model of turbulence and a wall law to energy transfer are applied to compute the velocity and temperature fields, and also the angular distribution of local wall sheat stress and nusselt number in the wall of a typical subchannel of nuclear fuel elements, for turbulents and fully developed flows,steady state, with incompressible, temperature independent fluids, flowing axially through triangular arrays of rods in differents aspect rations (P/D) and Reynods number (Re). The results are compared with experimental data of others authors, obtained from literature and show agreement.

Orientador: Elizabete Jordão / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Quimica / Made available in DSpace on 2018-07-28T11:54:17Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Ferreira_RicardoAlbertoNeto_D.pdf: 7772929 bytes, checksum: f5eb1f811ed61e9ff38bdc723987287c (MD5) Previous issue date: 2000 / Resumo: Neste trabalho é apresentado um modelo para o comportamento de microesferas de óxido misto de tório e urânio na fabricação de pastilhas combustíveis. Este modelo foi desenvolvido em um programa cuja meta era demonstrar a viabilidade de produzir material físsil por meio da utilização do tório em reatores a água pressurizada. Isto é importante porque leva a uma economia das reservas estratégicas de urânio e possibilita o uso nuclear das imensas reservas brasileiras de tório. O objetivo foi desenvolver um modelo para otimização das propriedades físicas das microesferas, densidade, resistência à fratura e superfície específica, de modo a produzir pastilhas combustíveis que satisfaçam a especificação do combustível quanto a microestrutura, densidade, porosidade aberta e teores de impurezas. E desta forma ajustar os parâmetros a serem utilizados no processamento sol-gel das microesferas para se obter estas propriedades e produzir pastilhas com microestruturas otimizadas, adequadas a um comportamento estável sob irradiação. O modelo indicou que, para atingir este objetivo, é necessário produzir microesferas possuindo simultaneamente densidade e superfície específica o mais reduzidas possível. Através de alterações nos parâmetros do processamento sol-gel, microesferas com as propriedades desejadas foram produzidas e o modelo foi corroborado experimentalmente, com a obtenção de pastilhas com microestruturas otimizadas, densidade, porosidade aberta e teores de impurezas, cumprindo todas as especificações deste novo tipo de combustível nuclear. Além disso foi possível obter expressões matemáticas que permitem calcular, a partir das propriedades das microesferas e da pressão de compactação utilizada,. a densidade que será obtida na pastilha sinterizada, bem como a pressão de compactação necessária para se atingir a densidade sinterizada especificada para o combustível / Abstract: In this work, a model for the behaviour of thorium-uranium-mixed oxide microespheres in the pelletizing process is presented. This model was developed in a program whose objective was to demostrate the viability of producing fissile material through the utilization of thorium in pressurized water reactors. This is important because it allows the saving of the strategic uranium reserves, and makes it possible the nuclear utilization of the large brazilian thorium reserves. The objective was to develop a model for optimizing physical properties of the microespheres, such as density, fracture strength and specific surface, so as to produce fuel pellets with microstructure, density, open porosity and impurity content, in accordance with the fuel specification. And, therefore, to adjust the sol-gel processing parameters in order to obtain these properties, and produce pellets with an optimized microstrucuture, adequate to a stable behaviour under irradiation. The model made it clear that to achieve this objective, it is necessary to produce microspheres with density and specific surface as small as possible. By changing the sol-gel processing parameters, microspheres with the desired properties were produced, and the model was experimentally verified by manufactoring fuel pellets with optimized microstructures, density, open porosity and impurity content, meeting the specifications for this new nuclear fuel for pressurized water reactors. Furthermore it was possible to obtain mathematical expressions that enables to calculate from the microspheres properties and the utilized compactation pressure, the sinter density that will be obtained in the sintered pellet and the necessary compactation pressure to reach the sintered density specified for the fuel / Doutorado / Sistemas de Processos Quimicos e Informatica / Doutor em Engenharia Química

Orientador: Elias Basile Tambourgi / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Quimica / Made available in DSpace on 2018-08-09T16:29:04Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Assis_Ginode_D.pdf: 24086510 bytes, checksum: b80c2dd3dcdda04486140dd86e3c5360 (MD5) Previous issue date: 2007 / Resumo: Neste trabalho é apresentado um estudo de crescimento de grãos em pastilhas de UO2, em sinterizações a 1700°C/2h/H2 e a 1750°C/4h/H2, por intermédio do crescimento das partículas do pó de UO2, do semeamento isoestrutural e da adição de Al2O3-SiO2. O crescimento das partículas do pó resultou em pastilhas com estruturas de grãos e poros grandes no centro e pequenos na borda, que foram atribuídas a diferentes pressões de oxigênio nestas duas regiões das pastilhas. A 1700°C/2h/H2 o tamanho médio de grãos foi de 8,73 µm, que aumentou para 34,16 µm após ser novamente sinterizada a 1750°C/4h/H2. Após estocagem do pó por um ano, novas pastilhas obtidas a 1700°C/2h/H2 e a 1750°C/4h/H2 apresentaram tamanho médio de grãos de 3,51 e 20,50 µm. O menor crescimento de grãos nas pastilhas obtidas do pó estocado foi atribuído à maior energia de superfície deste pó devido a oxidação superficial das suas partículas durante o período de estocagem. Na aplicação da técnica do semeamento isoestrutural foram testadas sementes obtidas de pó de UO2 sinterizado, nos teores 1, 3 e 5% em peso, e tamanhos 0-5, 5-10, 10-20 e 20-38 µm. O tamanho da semente exerceu muito pouca influência sobre a densificação e o crescimento de grãos. Após sinterização a 1700°C/2h/H2 o tamanho médio de grãos aumentou com a adição de 1% de sementes enquanto a densidade permaneceu constante; no entanto, tanto a densidade quanto o tamanho de grãos diminuíram com adições acima de 1% em peso. Após sinterização a 1750°C/4h/H2, a densidade aumentou para todos os teores de sementes, no entanto, o tamanho médio de grãos aumentou com a adição de 1% de sementes e caiu para os demais teores. A adição de Al2O3-SiO2 foi experimentada com 0,1 e 0,2% em peso. Em todos os experimentos foram obtidas microestruturas de grãos homogêneas, o que sugere ter havido mudança das interfaces do sistema de sólido-gás para líquido-gás, anulando a influência da pressão de oxigênio sobre o crescimento de grãos, ou seja, houve sinterização em presença de fase líquida. Em ambas as condições de sinterização o teor de 0,1% em peso de Al2O3-SiO2 aumentou a capacidade de densificação das pastilhas, a qual diminuiu com a adição de 0,2% em peso. A 1700°C/2h/H2 houve aumento do tamanho médio de grãos com o aumento do teor desses aditivos. A 1750°C/4h/H2 o tamanho médio de grãos foi praticamente o mesmo na pastilha sem aditivos e na pastilha com adição de 0,2% em peso de Al2O3-SiO2, porém, o tamanho médio de grãos diminuiu com a adição de 0,1% em peso de Al2O3-SiO2. Os resultados obtidos permitiram analisar os mecanismos envolvidos na densificação e evolução das microestruturas de grãos e poros, nas diferentes condições de processamento testadas. Além de mostrar caminhos possíveis de crescimento de grãos em pastilhas de UO2, estes resultados poderão ser utilizados no desenvolvimento de pastilhas combustíveis com microestruturas adequadas para obtenção de combustível de alto desempenho para reatores nucleares de potência / Abstract: In this work, a study on UO2 pellets grain growth is presented, by sintering at 1700°C/2h/H2 and 1750°C/4h/H2, by coarsening the UO2 powder particles, by isostructural seeding and by Al2O3-SiO2 additions. The coarsening of the powder particles resulted in pellets with large grains and pores in the center and small ones close to the rim, which were attributed to different oxigen pressures in these two zones of the pellets. After sintering at 1700°C/2h/H2, the pellet average grain size attained 8.73 µm, which increased to 34.16 µm after another sintering at 1750°C/4h/H2. After being stored the powder for one year, new pellets were obtained at 1700°C/2h/H2 and at 1750°C/4h/H2, and their average grain size attained 3.51 and 20.50 µm, respectively. The minor grain growth in the pellets obtained from stored powder was attributed to the major surface energy of this powder, due to their particles surface oxidation during the storage period. Using the isostructural seeding technical, seeds obtained from UO2 powder sintering were used, on 1, 3 and 5 wt%, and within the band sizes 0-5, 5-10, 10-20 and 20-38 µm. The seed size caused too little influence on densification and grain growth. After sintering at 1700°C/2h/H2, the average grain size increased with 1 wt% seed addition, while the density remained constant; therefore, both density and average grain size decreased when the seed addition was over 1 wt%. After sintering at 1750°C/4h/H2, the density increased due to all seed grades, therefore, the average grain size increased due to 1 wt% seed addition but dropped to the other major grades. Al2O3-SiO2 additions were tested on 0.1 and 0.2 wt%. Homogeneous grain microstructures were obtained in all experiments, suggesting the change from the solid-gas interface to liquid-gas interface, avoiding the oxigen pressure influence on grain growth, i.e., there was sintering in liquid phase. The pellets densification ability was increased in both sintering conditions, when 0.1 wt% Al2O3-SiO2 was added; however, this ability decreased when 0.2 wt% Al2O3-SiO2 was added. At 1700°C/2h/H2, the average grain size increased in both Al2O3-SiO2 grades used. At 1750°C/4h/H2, the average grain size was approximately the same value in the pellet without additions and in the pellet with 0.2 wt% Al2O3-SiO2, but it decreased in the pellet with 0.1 wt% Al2O3-SiO2. These results allowed to analyse the mechanisms envolved on densification and, grains and pores microstructure evolution, on the different sintering conditions tested. They showed grain growth possibilities in UO2 pellets, which may be used in fuel pellets technology development with suitable microstructure, for obtaining of high performance fuel for nuclear power reactors / Doutorado / Sistemas de Processos Quimicos e Informatica / Doutor em Engenharia Química

Orientador: Gustavo Paim Valença / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Quimica / Made available in DSpace on 2018-08-14T01:43:35Z (GMT). No. of bitstreams: 1 PaganoJunior_Luciano_D.pdf: 3596308 bytes, checksum: 5144d304934b8f4fef833acb8200cddf (MD5) Previous issue date: 2009 / Resumo : O efeito dos aditivos TiO2, Nb2O5, SiO2, Fe2O3 e Al(OH)3, em concentração de 0,5% em massa, na cinética sinterização do combustível nuclear UO2·7%Gd2O3 em atmosfera de H2 a 99,999% foi investigada por stepwise isothermal dilatometry. Este combustível, usado como veneno queimável em reatores nucleares de potência, apresenta uma barreira de difusão por volta de 1.573 K, o que dificulta a obtenção da densidade final requerida. O auxílio dos aditivos TiO2, Al(OH)3, Nb2O5 e Fe2O3 foi eficaz em adensar o material, o mesmo não acontecendo para a composição dopada com SiO2. A energia de ativação para o estágio intermediário de sinterização foi calculada pelo método stepwise isothermal dilatometry e mostrou uma correlação positiva com a densidade do corpo sinterizado. O método se revelou válido para parte do estágio intermediário de sinterização, entre 1.200 K e 1.700 K para as composições dopadas e sem aditivo, à exceção daquela com SiO2, e entre 1.500 K e 1.900 K para esta última. Esta correlação também não se mostrou válida para a composição dopada com SiO2, cujo efeito foi o de reduzir a densidade final. Seu comportamento anômalo pode ser explicado pela excessiva perda de Si, por volatilização de óxidos menores, no estágio inicial de sinterização, isto é, em temperatura menor que 1.173 K. Perda similar, mas não tão intensa, também foi observada para a composição dopada com Al(OH)3 para o intervalo de temperatura entre 1.173 K e 1.573 K. A redução da concentração de Si a valores residuais, da ordem de dezenas de partes por milhão, pode explicar o seu comportamento anômalo. A correlação positiva entre energia de ativação e densidade do corpo sinterizado pode ser explicada pelo papel inibidor dos aditivos TiO2, Nb2O5, Fe2O3 e Al(OH)3 nos mecanismos de difusão promotores do engrossamento. Desta forma, os mecanismos de adensamento são favorecidos na competição pela energia livre de superfície. O modelo coarsening densification transition temperature, originalmente proposto para o sistema UO2, se mostrou aplicável ao presente caso. O cálculo das ordens de reação, também pelo método stepwise isothermal dilatometry, mostrou que os mecanismos de difusão promotores do engrossamento predominam em baixas temperaturas, até 1.650 K para a composição dopada com SiO2, até 1.550 K para as composições dopadas com Nb2O5, , Fe2O3 e Al(OH)3 e sem aditivo, e até 1.450 K para aquela dopada com TiO2. A partir destas temperaturas de transição, os mecanismos de adensamento crescem de importância e, no final do intervalo de validade do método, passam a predominar. A análise microestrutural por difração de raios X das composições dopadas com TiO2, Nb2O5, SiO2 e Al(OH)3 indicou a presença de óxido de nióbio, provavelmente NbO ou NbO2, em corpos sinterizados a 2.023 K por 4 h. Foi identificado o acúmulo preferencial de Ti nos contornos de grãos do corpo sinterizado por espectroscopia por dispersão de energia. A análise de espectroscopia Mössbauer mostrou que o Nb não influencia diretamente a difusão de Gd+3 e não há Gd2O3 livre após a conclusão do processo de sinterização a 2.023 K por 4 h. / Abstract: The addition of 0.5wt% TiO2, Nb2O5, SiO2, Fe2O3 and Al(OH)3 in the UO2·7%Gd2O3 nuclear fuel and the effect on its sintering kinetics under a 99.999% H2 atmosphere were investigated by stepwise isothermal dilatometry. This fuel, used as burnable poison in nuclear power plants, presents a diffusion barrier around 1573 K that impairs densification. The aid of the sintering additives TiO2, Al(OH)3, Nb2O5 and Fe2O3 turned out to be effective to obtain the required final density, unlike the effect observed for the SiO2-doped composition. The activation energy for the intermediate sintering stage was calculated by stepwise isothermal dilatometry method and a positive correlation with the sintered body density was found. The method was valid for part of the intermediate sintering stage, in the range from 1200 K to 1700 K for the doped compositions and with no additive, except for the SiO2-doped one, whose validity range was between 1500 K and 1900 K. The energy-density correlation was not valid for the SiO2-doped composition, whose effect was to reduce the final density. This anomalous behavior may be attributed to the intense loss of Si mass, probably due to lower oxides volatilization, during the initial sintering stage at temperatures lower than 1173 K. Similar loss, but no so intense, was observed for the Al(OH)3-doped composition in the temperature interval from 1173 K to 1573 K. The Si concentration decrease to residual values of dozens of parts per million may explain its anomalous behavior. The positive correlation between activation energy and sintered body density may be explained by the inhibitor role played by the TiO2, Nb2O5, Fe2O3 and Al(OH)3 additives on the diffusion mechanisms that enhance the coarsening regime. As a consequence, the densification mechanisms are favored in the competition for the surface free energy. The coarsening-densification transition temperature model, originally suggested for the UO2 system, turned out to be valid for the UO2·7%Gd2O3 system. The reaction order calculation, also performed by the stepwise isothermal dilatometry method, showed that the coarsening diffusion mechanisms prevails at low temperatures, up to 1650 K for the SiO2-doped composition, up to 1550 K for the compositions doped with Nb2O5, Fe2O3, Al(OH)3 and no additive, and for the TiO2-doped one, up to 1450 K. From these temperatures on, the densification enhancing mechanisms become steadily more important and, in the end of method validity range, they become predominant. The microstructural analysis performed by X-ray diffraction of the TiO2, Nb2O5, SiO2 and Al(OH)3 doped compositions, sintered at 2023 K por 4 h, revealed the presence of niobium oxide, probably NbO or NbO2. It was identified Ti segregation at grain boundaries by energy-dispersive spectroscopy. The Mössbauer spectroscopy showed that Nb does not directly affect the Gd+3 diffusion and there is no free Gd2O3 after the sintering cycle is concluded at 2023 K for 4 h. O cálculo das ordens de reação, também pelo método stepwise isothermal dilatometry, mostrou que os mecanismos de difusão promotores do engrossamento predominam em baixas temperaturas, até 1.650 K para a composição dopada com SiO2, até 1.550 K para as composições dopadas com Nb2O5, , Fe2O3 e Al(OH)3 e sem aditivo, e até 1.450 K para aquela dopada com TiO2. A partir destas temperaturas de transição, os mecanismos de adensamento crescem de importância e, no final do intervalo de validade do método, passam a predominar. A análise microestrutural por difração de raios X das composições dopadas com TiO2, Nb2O5, SiO2 e Al(OH)3 indicou a presença de óxido de nióbio, provavelmente NbO ou NbO2, em corpos sinterizados a 2.023 K por 4 h. Foi identificado o acúmulo preferencial de Ti nos contornos de grãos do corpo sinterizado por espectroscopia por dispersão de energia. A análise de espectroscopia Mössbauer mostrou que o Nb não influencia diretamente a difusão de Gd+3 e não há Gd2O3 livre após a conclusão do processo de sinterização a 2.023 K por 4 h. / Doutorado / Desenvolvimento de Processos Químicos / Doutor em Engenharia Química

Nenhuma / Uma das principais etapas na fabricação de combustíveis nucleares tipo placa, para a utilização em reatores de pesquisa e de propulsão naval, consiste no desenvolvimento de métodos e técnicas de ensaios não destrutivos para a avaliação do combustível nuclear durante a fabricação, assim como para análises do combustível pós-irradiação. Os ensaios não destrutivos podem contribuir para a detecção de descontinuidades durante as etapas de fabricação do combustível, como trincas e falhas na união entre o cerrne e o revestimento, que podem provocar a falha do combustível durante o seu uso em reatores nucleares. Métodos de ensaio como visual, radiográfico, correntes parasitas e ultra-som podem ser utilizados para essa finalidade. Neste trabalho foi abordado o uso do ensaio não destrutivo por ultra-som para a avaliação de combustíveis nucleares tipo placa. Devido às pequenas espessuras dos combustíveis tipo placa, assim como aos diferentes materiais presentes nos mesmos, foram utilizados, nos experimentos, transdutores ultra-sônicos de contato com sapatas de atraso e transdutores de imersão. Os ensaios foram realizados em um protótipo de combustível tipo placa constituído por um núcleo de UO2 disperso em uma matriz metálica de aço inoxidável, com revestimento em aço inoxidável. Neste protótipo foram usinados diferentes tipos de refletores artificiais, simulando a presença de descontinuidades naturais. Para os testes com os transdutores de imersão foi desenvolvido um dispositivo para a obtenção do perfil do feixe sônico emitido pelos mesmos, de forma a identificar a região de maior sensibilidade do feixe para o ensaio. Foram ainda fabricadas algumas lentes acústicas para a focalização do feixe, neste caso, sem sucesso. O uso dos diferentes tipos de transdutores ultra-sônicos possibilitou o estabelecimento de uma metodologia para a detecção de descontinuidades com diferentes geometrias e dimensões. O protótipo de combustível desenvolvido para os experimentos demonstrou ser adequado para estudos de sensibilidade do sistema de ensaio. / One of the most important steps in the fabrication processes of plate type nuclear fuels, intended to be used in research reactors or naval propulsion, is the development of nondestructive testing (NDT) methods and techniques for their quality assessment during fabrication and post-irradiation analysis. Those tests can contribute to detect discontinuities such as cracks and fails in meat-cladding junctions, that can lead to failures when installed and used in reactors. Examples of NDT methods that may be used for this purpose are visual inspection, radiography, eddy current and ultrasound. The objective of this study is to present the utilization of ultrasound methods to evaluate plate type nuclear fuels. Due to the small thicknesses of such kind of fuels, as well as the presence of different materials, the ultrasonic transducers used to perform the experiments were immersion type or contact with delay shims. Furthermore, a dummy plate fuel, constituted by a dispersion of UO2 in stainless steel matrix, with stainless steel cladding, was specially constructed. In the surface of such plate, several kinds of artificial reflectors, simulating the presence of natural flaws were machined. For immersion type ultrasonic transducers, a mechanical scanning system was developed to allow the determination of their sonic beam profiles and identification of the highest sensitivity beam region. Additionally, some acoustic lenses, useful to help on beam focalization, were fabricated and used, but the expected performance was not achieved. The use of different kinds of ultrasonic transducers allowed the establishing of a methodology to detect discontinuities of different geometry and sizes. The developed dummy fuel demonstrated to be adequate for the studies of sensitivity of the test system.

Orientador: Ernesto Kemp / Dissertação (mestrado) - Universidade Estadual de Campinas, Instituto de Fisica Gleb Wataghin / Made available in DSpace on 2018-08-14T15:51:55Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Bezerra_ThiagoJunqueiradeCastro_M.pdf: 3958606 bytes, checksum: 2103ee29e4d2b1cf0f81e8738d681d27 (MD5) Previous issue date: 2009 / Resumo: Reatores nucleares constituem uma profusa fonte de antineutrinos, cujo espectro é determinado pelos decaimentos beta dos isótopos radioativos presentes no combustível nuclear. À medida que o combustível é consumido, sua composição isotópica é alterada, com reflexos diretos no espectro de antineutrinos. Desta forma, investigamos neste trabalho a viabilidade de um detector de neutrinos monitorar o reator de uma usina nuclear, sabendo seu estado de atividade. Também investigamos a evolução temporal da resposta do detector à queima gradual do combustível nuclear. Assim, determinamos o tempo necessário de coleta de dados para identificarmos que o combustível nuclear evoluiu para outra composição, para vários níveis de confiança, com relação ao início de operação da usina. Estes resultados fazem da detecção de antineutrinos de reatores nucleares uma ferramenta adicional para a verificação de salvaguardas nucleares / Abstract: Nuclear reactors are a profuse neutrino source, which spectrum is determined by the beta decay of the fissile isotopes in the nuclear fuel. While the fuel is consumed, the isotopic composition changes, resulting in trends on the neutrino spectrum. So, we investigated in this work the viability of monitoring a reactor of a nuclear power plant with a neutrino detector, knowing its state of activity. We also investigated the temporal evolution of the response time of the detector in function of the gradual burn of the fuel. Therefore, with some confidence levels, we determined the needed time of data taking to identify fuel changes, in a PWR power plant, related to the beginning of operation. Consequently, these results make the detection of antineutrinos of nuclear reactors an additional method to nuclear safeguards / Mestrado / Física das Particulas Elementares e Campos / Mestre em Física