Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2015-11-24T11:59:02Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-11-24T11:59:02Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2014-03 / O presente trabalho vem apresentar procedimentos de revisão sistemática de literatura sobre conteúdo associado à gestão de rejeitos radioativos. Mais especificamente, nesta revisão será mostrada análise realizada sobre metodologias em uso ou propostas para deposição geológica de rejeitos de alto nível de radiação. Neste contexto avalia-se uma nova visão sistêmica sobre depósitos definitivos de resíduos radioativos, em particular daqueles classificados como destino de rejeitos de alta intensidade radioativa (rejeitos HLW e SNF) quando considerado seu confinamento por longos períodos de tempo (mais de 100 anos). Este estudo justifica-se face a proximidade da data em que países signatários da Convenção de Londres (1972) e do Protocolo de Londres (1996) realizarão novo estudo científico destinado à ratificação ou reforma/atualização dos princípios estabelecidos naquele acordo internacional sobre o alijamento de rejeitos e substâncias no mar, bem como sobre possíveis usos do meio ambiente marinho. Integra-se, também, a este trabalho a opinião convergente, na área nuclear, de pesquisadores sobre a destinação final de rejeitos e sobre apropriada indicação de sítios geológicos profundos para este fim. Por fim, serão abordadas algumas características normativas (aspectos legais) assim como aspectos comparativos entre procedimentos em vigor, adotados por alguns países, para a deposição segura de rejeitos radiativos de alta atividade radioativa. Este trabalho justificará a necessidade de se realizar a revisão técnico-acadêmica para efeito da conjunção das características favoráveis e vantajosas dos seguintes métodos já conhecidos no meio técnico ou já efetivamente postos em prática: deposição geológica em grande profundidade; deposição geológica em estratificação salina (evaporitos) e deposição sob o leito marinho (sub-seabed).

O processo de sinterização de pastilhas de UO2-Er2O3 tem sido investigado devido à sua importância na indústria nuclear e ao comportamento complexo durante a sinterização. O presente estudo contempla o desenvolvimento de combustíveis nucleares para reatores de potência visando aumentar a sua eficiência no núcleo do reator por meio da elevação da taxa de queima. O érbio é indicado para ciclos mais longos, significando menos paradas para troca de combustível e menos rejeitos. Neste trabalho foi estudado o uso de óxido de érbio variando as concentrações na faixa de 1-9,8%, o qual foi adicionado ao pó de UO2 e ao lubrificante sólido ADS por meio de mistura mecânica, visando verificar a taxa de densificação e um possível bloqueio de sinterização. Os pós foram compactados e as pastilhas foram sinterizadas a 1700°C sob atmosfera de H2. Os resultados demonstram um característico bloqueio da sinterização no sistema UO2-Er2O3, porém de forma mais discreta do que no sistema UO2-Gd2O3, o qual ocorre no intervalo de temperatura de 1500 a 1700°C, retardando a densificação. Os ensaios dilatométricos indicam uma retração de 21,87% quando utilizado o Er2O3 a 1% de concentração em massa. Essa retração é maior do que as encontradas com concentrações superiores ou mesmo sem adição do veneno queimável, nos fornecendo um melhor grau de incorporação do elemento érbio, resultando em pastilhas com densidade adequada para uso como combustível nuclear. / The sintering process of UO2-Er2O3 pellets has been investigated because of its importance in the nuclear industry and the complex behavior during sintering. The present study includes the development of nuclear fuel for power reactor in order to increase the efficiency of the fuel through longer refueling intervals. The erbium is indicated for longer cycles, which means less stops to refueling and less waste. In this work, it was studied the use of erbium oxide by varying the concentrations in the range of 1-9.8%, which was added to UO2 powder through mechanical mixing, aiming to check the rate of densification and a possible sintering blockage. The powders were pressed and sintered at 1700°C under hydrogen atmosphere. The results show a sintering blockade in the UO2-Er2O3 system that occurs in the range of 1500-1700°C temperature. Dilatometric tests indicate a retraction of 21.87% when used Er2O3 at 1% mass concentration. This retraction is greater than is observed with higher concentrations or even without the addition of the burnable poison, providing us with a better degree of incorporation of the element erbium, resulting in pellets with density suitable for use as nuclear fuel.

O objetivo deste trabalho é verificar os resultados fornecidos pelo programa computacional FRAPCON-3, hoje na versão 5, utilizado no processo de simulação do comportamento de varetas combustíveis de reatores refrigerados a água pressurizada (Pressurized Water Reactor PWR), sob situações operacionais de regime permanente, em condições de alta queima. Para realizar a verificação, foi utilizada a base de dados FUMEX-III, que fornece dados relativos a experimentos realizados com diversos tipos de combustíveis nucleares, submetidos a diversas condições operacionais. Através dos resultados obtidos na simulação do programa FRAPCON-3.5 e da sua comparação com os dados experimentais da base FUMEX-III, foi possível constar que o programa possui boa capacidade de predizer o comportamento operacional da vareta combustível em regime permanente a altas queimas. O trabalho consiste também em verificar a correlação entre UO2 e UO2-7%Gd2O3 na análise dos modelos que simulam o comportamento das pastilhas combustível. A adição do óxido de gadolínio ou gadolínia (Gd2O3), constitui-se na opção tecnológica mais solidamente consagrada e hoje comum em várias centrais nucleares. Por meio dos resultados obtidos nas simulações computacionais foram apresentadas e discutidas a influência das propriedades do UO2 e UO2-7%Gd2O3, quanto à temperatura no centro do combustível, liberação de gás de fissão na vareta, temperatura média do revestimento, volume interno e pressão interna da vareta combustível. / The objective of this work is to verify the results provided by the computer program FRAPCON-3, now in version 5, used in the simulation process of the behavior of fuel rods of pressurized water reactors - PWR permanent, in conditions of high burn. In order to carry out the verification, the FUMEX-III database was used, which provides data on experiments performed with different types of nuclear fuel, under different operating conditions. The results obtained in the simulation of the FRAPCON-3.5 program and its comparison with the experimental data of the FUMEX-III base showed that the program has a good ability to predict the operational behavior of the fuel rod in a steady state at high burn. The work also consists in verifying the correlation between UO2 and UO2-7%Gd2O3 in the analysis of models that simulate the behavior of fuel pellets. The addition of gadolinium oxide (Gd2O3) constitutes the most solidly established and now common technological option in several nuclear power plants. The influence of the properties of UO2 and UO2-7%Gd2O3 on the temperature at the center of the fuel, fission gas release on the rod, average coating temperature, internal volume and pressure were presented and discussed. of the fuel rod.

O Brasil com o propósito de se tornar autossuficiente na produção de radioisótopos e fontes radioativas usados na medicina nuclear, na agricultura e no meio ambiente desenvolveu o projeto de um reator multipropósito de 30 megawatts de potência para atender a demanda nacional. No Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), o Centro de Combustível Nuclear (CCN) é responsável pela fabricação dos combustíveis para o reator IEA-R1 e, possivelmente, pelos combustíveis do reator multipropósito. Com o intuito de atender a demanda para os reatores foi projetada uma nova planta de fabricação com a capacidade máxima de 60 combustíveis por ano, o qual atualmente é de dez. O aumento da produção consequentemente aumentará o volume de efluentes gerados. A atual preocupação com o meio ambiente faz-se necessário elaborar um plano de gestão para tornar o processo sustentável, o qual ocasionará em benefícios ambientais, econômicos e sociais. O processo produtivo do combustível gera vários tipos de efluentes, contendo urânio ou não, sendo sólidos, líquidos e gasosos com características físicas e químicas variadas. Esse estudo tem como objetivo identificar, caracterizar e segregar os efluentes gerados em todo o processo produtivo de obtenção do combustível nuclear do tipo MTR (Materials Testing Reactors). No desenvolvimento do presente trabalho foram utilizadas como base a Resolução n° 357, de 17 de março 2005, e a Resolução n° 430, de 13 de maio de 2011 do Conselho Nacional do Meio Ambiente CONAMA. Com os resultados obtidos foi possível determinar que os efluentes líquidos são os principais aspectos que podem causar contaminação ao meio ambiente, e a atual situação do CCN mostra que 30% do efluente líquido possui tratamento de recuperação de urânio; 20% dos efluentes líquidos são reutilizados na composição química em que foi gerado; 35% descartado diretamente ao meio ambiente de acordo com a legislação. O restante dos efluentes líquidos, cerca de 15%, estão em fase de desenvolvimento do processo de tratamento. / Brazil with the purpose of becoming self-sufficient in the production of radioisotopes and radioactive sources used in nuclear medicine, agriculture and the environment has developed the project of a multipurpose reactor of 30 megawatts of power to meet the national demand. At the Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), the Centro de Combustível Nuclear (CCN) is responsible for manufacturing fuels for the IEA-R1 reactor and, possibly, the multipurpose reactor fuels. In order to meet the demand for the reactors, a new manufacturing plant with a maximum capacity of 60 fuels per year has been designed, which is currently ten. The increase in production will consequently increase the volume of effluents generated. The current concern with the environment makes it necessary to elaborate a management plan to make the process sustainable, which will lead to environmental, economic and social benefits. The production process of the fuel generates several types of effluents - containing uranium or not - being solid, liquid and gaseous with varied physical and chemical characteristics. This study aims to identify, characterize and segregate the effluents generated in the entire production process of obtaining the nuclear fuel type MTR (Materials Testing Reactors). In the development of this paper, Resolution 357 of March 17, 2005, and Resolution No. 430 of May 13, 2011 of the National Environmental Council - CONAMA, were used. With the results obtained it was possible to determine that the liquid effluents are the main aspects that can cause contamination to the environment, and the current situation of the CCN shows that 30% of the liquid effluent has uranium recovery treatment; 20% of the liquid effluents are reused in the chemical composition in which it was generated; 35% discarded directly to the environment according to the legislation. The rest of the liquid effluents, about 15%, are in the development phase of the treatment process.

Os acidentes causados pelo efeito dominó são dos mais graves ocorridos na indústria química e de processo. Mesmo sendo o potencial destrutivo desses eventos acidentais bastante conhecido, pouca atenção tem sido dada a este problema pela literatura técnica e uma metodologia completa e aprovada para a avaliação quantitativa da contribuição do efeito dominó ao risco industrial ainda não está plenamente desenvolvida. O presente estudo propõe um procedimento sistemático para a avaliação quantitativa do efeito dominó em plantas químicas do ciclo do combustível nuclear. O trabalho é baseado em avanços recentes feitos na modelagem de danos a equipamentos de processo causados por incêndios e explosões devido aos vetores de propagação (radiação de calor, sobrepressão e projeção de fragmentos). Dados disponíveis na literatura técnica e novos modelos de vulnerabilidade deduzidos para diversas categorias de equipamentos de processo foram utilizados no presente trabalho. O procedimento proposto é aplicado a uma área de tancagem típica de uma planta de reconversão situada em um sítio que abriga varias outras instalações do ciclo do combustível nuclear. São analisados os vários eventos iniciadores, seus vetores de propagação, as conseqüências desses eventos e as freqüências associadas ao efeito dominó. / Accidents caused by domino effect are among the most severe accidents in the chemical and process industry. Although the destructive potential of these accidental scenarios is widely known, little attention has been paid to this problem in the technical literature and a complete methodology for quantitative assessment of domino accidents contribution to industrial risk is still lacking. The present study proposed a systematic procedure for the quantitative assessment of the risk caused by domino effect in chemical plants that are part of nuclear fuel cycle plants. This work is based on recent advances in the modeling of fire and explosion damage to process equipment due to different escalation vectors (heat radiation, overpressure and fragment projection). Available data from literature and specific vulnerability models derived for several categories of process equipment had been used in the present work. The proposed procedure is applied to a typical storage area of a reconversion plant situated in a complex that shelters other nuclear fuel cycle facilities. The top-events and escalation vectors are identified, their consequences estimated and credible domino scenarios selected on the basis of their frequencies.

Quando um país se torna auto-suficiente em uma parte do ciclo nuclear, quanto à produção de combustível que será usado em suas centrais nucleares para a geração de energia, precisa voltar sua atenção para a melhor forma de armazenar este combustível após a sua utilização. A armazenagem do combustível nuclear queimado é uma prática necessária e utilizada nos dias atuais em todo o mundo como temporária, tanto por países que não têm definido o plano de destinação final, isto é, o repositório definitivo, como também por aqueles que já o possuem. Existem dois aspectos principais que envolvem os combustíveis queimados: um referente à armazenagem do combustível nuclear queimado destinado ao reprocessamento e o outro ao que será enviado para deposição final quando o sítio de deposição definitiva estiver definido, corretamente localizado, adequadamente caracterizado quanto aos diversos aspectos técnicos, e licenciado. Este último aspecto pode envolver décadas de estudos por causa das definições técnicas e normativas em um dado país. No Brasil, o interesse está voltado para a armazenagem dos combustíveis queimados que não serão reprocessados. Este trabalho analisa os tipos possíveis de armazenagem, o panorama internacional e a possível proposta para a futura construção de um sítio de armazenagem temporária no país. / When a country becomes self-sufficient in part of the nuclear cycle, as production of fuel that will be used in nuclear power plants for energy generation, it is necessary to pay attention for the best method of storing the spent fuel. Temporary storage of spent nuclear fuel is a necessary practice and is applied nowadays all over the world, so much in countries that have not been defined their plan for a definitive repository, as well for those that already put in practice such storage form. There are two main aspects that involve the spent fuels: one regarding the spent nuclear fuel storage intended to reprocessing and the other in which the spent fuel will be sent for final deposition when the definitive place is defined, correctly located, appropriately characterized as to several technical aspects, and licentiate. This last aspect can involve decades of studies because of the technical and normative definitions at a given country. In Brazil, the interest is linked with the storage of spent fuels that won't be reprocessed. This work analyses possible types of storage, the international panorama and a proposal for future construction of a spent nuclear fuel temporary storage place in the country.

Este trabalho apresenta as medidas das taxas de reação nuclear ao longo da direção radial da pastilha combustível por irradiação e posterior espectrometria gama de um fino disco de UO2 com enriquecimento de 4,3% no reator IPEN/MB- 01. A partir de sua irradiação, a taxa de captura radioativa e de fissão foram medidas em função do raio do disco utilizando um detector HPGe. Colimadores de chumbo foram utilizados para esse fim. O disco de UO2 é inserido no interior de uma vareta combustível desmontável e esta é então colocada na posição central do núcleo do reator IPEN/MB-01 e irradiada durante uma hora sob um fluxo de nêutrons de aproximadamente 9 x 108 n/cm2s. Na espectrometria gama, 10 colimadores com diâmetros diferentes foram utilizados, consequentemente, as reações nucleares de captura radioativa que ocorrem nos átomos de 238U e as fissões que ocorrem em ambos 235U e 238U são mensuradas em função de 10 regiões distintas do disco combustível. Correções de eficiência geométrica devido à introdução dos colimadores no sistema de detecção HPGe foram estimados usando o código MCNP-4C. Alguns valores calculados da taxa de reação nuclear de captura radioativa e fissão obtidos pela metodologia de Monte Carlo, utilizando o código MCNP-4C, são apresentados e comparados aos dados experimentais apresentando boa concordância. Além de taxas de reação nuclear, os índices espectrais 28ρ e 25δ foram obtidos para cada raio do disco combustível. / This work presents the measurements of the nuclear reaction rates along the radial direction of the fuel pellet by irradiation and posterior gamma spectrometry of a thin slice of fuel pellet of UO2 with 4,3% enrichment. From its irradiation the rate of radioactive capture and fission have been measured as a function of the radius of the pellet disk using a HPGe detector. Lead collimators has been used for this purpose. Simulating the fuel pellet in the pin fuel of the IPEN/MB-01 reactor, a thin UO2 disk is used. This disk is inserted in the interior of a dismountable fuel rod. This fuel rod is then placed in the central position of the IPEN/MB-01 reactor core and irradiated during 1 hour under a neutron flux of around 9 x 108 n/cm2s. For gamma spectrometry 10 collimators with different diameters have been used, consequently, the nuclear reactions of radioactive capture that occurs in atoms of 238U ans fissions that occur on both 235U and 238U are measured in function of 10 different region (diameter of collimator) of the fuel pellet disk. Corrections in the geometric efficiency due to introduction of collimators on HPGe detection system were estimated using photon transport of MCNP-4C code. Some calculated values of nuclear reaction rate of radioactive capture and fission along of the radial direction of the fuel pellet obtained by Monte Carlo methodology, using the MCNP-4C code, are presented and compared to the experimental data showing very good agreement. Besides nuclear reaction rates, the spectral indices 28ρ and 25δ have been obtained at each different radius of the fuel pellet disk.

Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico / Reatores nucleares de 4 geração do tipo HTGR (reatores de alta temperatura refrigerados a gás) apresentam vantagens em relação a um reator a água pressurizada, do tipo de Angra I e II, como maior eficiência térmica, possibilidade de atingir queimas do combustível dez vezes mais altas e de troca de combustível com o reator em marcha. Devido à alta temperatura do núcleo do reator, eles também são considerados para a produção de hidrogênio, além da produção de energia elétrica. A produção do hidrogênio significa a inserção em um novo mercado para as operadoras das centrais nucleares, com características diferentes do mercado de eletricidade. Esse fato requer um longo preparo das operadoras, porque a compatibilização desses dois mercados na operação das centrais nucleares certamente será uma tarefa complexa. No caso brasileiro, o fornecimento de hidrogênio para o refino do petróleo pode ser o nicho mais claro para a introdução dos reatores nucleares produtores de hidrogênio. No caso do processo de fabricação do combustível nuclear, as caracterizações são realizadas com o intuito de garantir a minimização dos efeitos danosos da queima e da temperatura, de tal forma a assegurar o confinamento dos produtos de fissão e manter o combustível funcionando durante o tempo de sua permanência no núcleo do reator. Contudo a questão metrológica não tem recebido atenção suficiente. Neste trabalho é apresentado o estado da arte do desenvolvimento relativo à produção de hidrogênio por reatores nucleares e uma abordagem para o caso do Brasil. Adicionalmente, foi feito um estudo das técnicas de caracterizações relacionadas com algumas das principais propriedades do combustível nuclear, que são as mais críticas para o seu desempenho. Foram feitos estudos visando à otimização de rotinas experimentais para determinação densidadade, porosidade aberta, difusividade térmica, condutividade térmica e calor específico de pastilhas de UO2. Os valores obtidos nas medições realizadas apresentaram diferenças em relação aos valores reportados na literatura. Uma causa para essa diferença pode ser devido à presença de uma fase com relação O/U maior que 2 nas amostras utilizadas. Embora a difração de raios X não tenha sido capaz de identificar outras fases nas amostras de UO2, a espectroscopia na região do infravermelho se mostrou bastante sensível à presença dessas fases. Sugere-se que esta técnica, devido à sua facilidade experimental, seja incluída nas rotinas de caracterização de UO2, de forma a completar as informações fornecidas pela termogravimetria e a difração de raios X. / HTGR nuclear reactors of the 4th generation have advantages in relation to a pressurized water reactor, like Angra I and II, as higher thermal efficiency, ability to reach burnups ten times higher, and fuel reloading with the reactor running at full power. Due to the high temperature of the reactor core, they are also considered for the production of hydrogen, besides electricity. This work presents a review of the state of the art of developments related to hydrogen production by nuclear reactors and an approach to the case of Brazil. The hydrogen production means the insertion into a new market for nuclear power plants operators with different characteristics from the electricity market. This fact requires a lengthy preparation of the operators, because the convergence of these two markets in the operation of nuclear plants will certainly be a complex task. In Brazil, the supply of hydrogen for oil refining may be the clearest target for the introduction of hydrogen-producing nuclear reactors. In the case of the manufacturing process of nuclear fuel, the characterizations are performed in order to ensure the minimization of the harmful effects of burnups and temperature, so as to ensure the containment of fission products and keep the fuel working during the time of its operation in the reactor core. However, the metrological issues have not received enough attention. In this work characterizations were discussed related to the thermophysical properties of fuel, which are most critical to fuel performance. Studies were conducted focusing on the optimization of experimental procedures. Methodologies are presented to measure the thermal diffusivity, thermal conductivity and specific heat of UO2. The values obtained in the measurements showed significant differences from the oves reported in the literature. One cause for this difference may be due to the presence of a phase with a O / U relation greater than two in the UO2 samples used. Although the X-ray diffraction has not been able to identify other phases in the samples beside UO2, the infrared spectroscopy was very sensitive to the presence of these phases. It is suggested that this technique, because of their experimental facility, is included in the routine characterization of UO2, in order to supplement the information provided by thermogravimetry and X-ray diffraction.

O desenvolvimento de combustíveis nucleares avançados tipo placa para reatores de pesquisa e de potência compactos e de alto desempenho é um programa de cooperação entre o CDTN e o IPEN-SP. Neste programa, o CDTN tem como ênfase o desenvolvimento do combustível tipo placa com a utilização das ligas de U-Zr-Nb e o IPEN das ligas de U-Mo. Este desenvolvimento tem como objetivo a utilização destes combustíveis avançados no reator Multipropósito Brasileiro (RMB) e no reator protótipo do Laboratório de Geração Núcleo Elétrica (LABGENE) do Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo, que estão previsto entrar em operação na próxima década. A placa combustível é usualmente obtida empregando a técnica Picture Frame. Nesta técnica o cerne combustível contendo o material físsil (235U) é inserido em uma moldura e revestido por duas chapas metálicas. Este conjunto é selado por soldagem TIG (Tungsten Inert Gas) formando um sanduíche, o qual é conformado pelo processo de laminação a quente. O cerne combustível em dispersão é amplamente utilizado na obtenção de placa combustível. A dispersão é formada pela mistura da liga de urânio contendo 235U em uma matriz metálica. A dispersão usando ligas de urânio de alta densidade é um desenvolvimento relativamente recente e tem o objetivo de reduzir o enriquecimento mantendo o elevado desempenho do reator. Com relação à chapa de revestimento, a utilização de liga de alumínio no desenvolvimento de placa combustível foi mantida mesmo com a introdução de ligas de urânio de elevadas densidades. Neste desenvolvimento é raro o uso de outra liga como o Zry, provavelmente por se tratar de um material estratégico empregado na propulsão nuclear. Neste trabalho foi realizado o desenvolvimento do combustível tipo placa pela técnica Picture Frame utilizando ligas de U-2,5Zr-7,5Nb e U-3Zr-9Nb e zircaloy 4. As dispersões foram feitas com carregamentos (liga de urânio/Zry) de 35, 45 e 55 % em volume. Os sanduíches obtidos foram laminados à temperatura de 800 C formando as placas combustíveis. Após a laminação, as placas foram caracterizadas usando as seguintes técnicas: inspeção visual, radiografia de raios X, avaliação microestrutural, microdureza Vickers e análise química por espectrometria de dispersão de energia de raios X (EDS). As ligas U-2,5Zr-7,5Nb e U-3Zr-9Nb foram obtidas pelo processo de fusão e os pós utilizados na dispersão por meio do processo de hidretação-desidretação. Os cernes combustíveis foram obtidos pelo processo de prensagem após a homogeneização dos pós das ligas de urânio e zircaloy. Como resultado, foram obtidas placas com carregamento até 55% em volume sem a ocorrência de defeitos tais como trincas, fissuras, bolhas ou mesmo delaminação. Este carregamento excede o limite tecnológico de aproximadamente 45% estabelecido na literatura. A partir deste resultado pode ser inferido que existe uma maior compatibilidade mecânica entre as ligas de urânio e o revestimento de zircaloy comparada com o revestimento com ligas de alumínio. Outra característica singular observada nas placas combustíveis usando zircaloy está relacionada aos defeitos terminais causados pela diferença nas resistências entre o cerne e o revestimento. Nestas placas foram observados defeitos terminais de pequena extensão muito diferente dos defeitos terminais chamados rabo de peixe de grande extensão que ocorrem nas placas com revestimento de alumínio. Foi, também, investigado neste trabalho o coeficiente de interdifusão do urânio em ligas ternárias de U-Zr-Nb que auxilia na qualificação de placa combustível não irradiada. O estudo de interdifusão no sistema ternário é muito complexo e não existe nenhuma informação na literatura para as ligas U-Zr-Nb. Pares de difusão formados pelas ligas U-2,5Zr-7,5Nb, U-3Zr-9Nb e Zry foram tratadas termicamente na faixa de temperatura de 700 a 1000 C. Difusividades do urânio foram obtidas pelos métodos de espessura de camada de interação e coeficiente de interdifusão efetivo. Os coeficientes de interdifusão do urânio medidos destas duas ligas com zircaloy obtiveram a mesma ordem de grandeza. Os resultados obtidos pelo método de espessura de camada de interação das difusividades de urânio empregando zircaloy, quando comparados com resultados da literatura do U-Mo/Al ou U-Mo/Al-Si, ficaram três ordens de grandeza menores do que com a liga de alumínio. Os coeficientes de interdifusão efetivos do urânio obtidos quando comparados com os mesmos resultados da literatura mostraram ser quatro ordens de grandeza menor do que com a liga de alumínio. Estes resultados de difusividades indicam o caráter de maior estabilidade da placa combustível revestida com zircaloy, desenvolvida neste trabalho, quando comparados com os obtidos em placas combustíveis revestidas com liga de alumínio. Finalizando, este trabalho mostrou aspectos inovadores significativos para a área estratégica de combustível nuclear de alto desempenho utilizados em reatores de testes de pesquisas bem como de reatores de potência de propulsão nuclear.

O Brasil com o propósito de se tornar autossuficiente na produção de radioisótopos e fontes radioativas usados na medicina nuclear, na agricultura e no meio ambiente desenvolveu o projeto de um reator multipropósito de 30 megawatts de potência para atender a demanda nacional. No Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), o Centro de Combustível Nuclear (CCN) é responsável pela fabricação dos combustíveis para o reator IEA-R1 e, possivelmente, pelos combustíveis do reator multipropósito. Com o intuito de atender a demanda para os reatores foi projetada uma nova planta de fabricação com a capacidade máxima de 60 combustíveis por ano, o qual atualmente é de dez. O aumento da produção consequentemente aumentará o volume de efluentes gerados. A atual preocupação com o meio ambiente faz-se necessário elaborar um plano de gestão para tornar o processo sustentável, o qual ocasionará em benefícios ambientais, econômicos e sociais. O processo produtivo do combustível gera vários tipos de efluentes, contendo urânio ou não, sendo sólidos, líquidos e gasosos com características físicas e químicas variadas. Esse estudo tem como objetivo identificar, caracterizar e segregar os efluentes gerados em todo o processo produtivo de obtenção do combustível nuclear do tipo MTR (Materials Testing Reactors). No desenvolvimento do presente trabalho foram utilizadas como base a Resolução n° 357, de 17 de março 2005, e a Resolução n° 430, de 13 de maio de 2011 do Conselho Nacional do Meio Ambiente CONAMA. Com os resultados obtidos foi possível determinar que os efluentes líquidos são os principais aspectos que podem causar contaminação ao meio ambiente, e a atual situação do CCN mostra que 30% do efluente líquido possui tratamento de recuperação de urânio; 20% dos efluentes líquidos são reutilizados na composição química em que foi gerado; 35% descartado diretamente ao meio ambiente de acordo com a legislação. O restante dos efluentes líquidos, cerca de 15%, estão em fase de desenvolvimento do processo de tratamento. / Brazil with the purpose of becoming self-sufficient in the production of radioisotopes and radioactive sources used in nuclear medicine, agriculture and the environment has developed the project of a multipurpose reactor of 30 megawatts of power to meet the national demand. At the Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), the Centro de Combustível Nuclear (CCN) is responsible for manufacturing fuels for the IEA-R1 reactor and, possibly, the multipurpose reactor fuels. In order to meet the demand for the reactors, a new manufacturing plant with a maximum capacity of 60 fuels per year has been designed, which is currently ten. The increase in production will consequently increase the volume of effluents generated. The current concern with the environment makes it necessary to elaborate a management plan to make the process sustainable, which will lead to environmental, economic and social benefits. The production process of the fuel generates several types of effluents - containing uranium or not - being solid, liquid and gaseous with varied physical and chemical characteristics. This study aims to identify, characterize and segregate the effluents generated in the entire production process of obtaining the nuclear fuel type MTR (Materials Testing Reactors). In the development of this paper, Resolution 357 of March 17, 2005, and Resolution No. 430 of May 13, 2011 of the National Environmental Council - CONAMA, were used. With the results obtained it was possible to determine that the liquid effluents are the main aspects that can cause contamination to the environment, and the current situation of the CCN shows that 30% of the liquid effluent has uranium recovery treatment; 20% of the liquid effluents are reused in the chemical composition in which it was generated; 35% discarded directly to the environment according to the legislation. The rest of the liquid effluents, about 15%, are in the development phase of the treatment process.