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.

A segurança da operação de reatores nucleares depende dos materiais envolvidos em sua construção, pois são submetidos a variações de temperaturas em ambiente corrosivo e avarias causadas por partículas de alta energia. O combustível, que proporciona energia para o reator, possui vida útil muito menor, mas é submetido às mesmas condições. Dentre as ligas de urânio, o U3Si2 é bastante utilizado em reatores de pesquisa, dada a elevada densidade de urânio, boa condutividade térmica e resistência à amorfização induzida por radiação, ao inchamento e à propagação de trincas. Porém, no processo de fabricação da liga U-Si geralmente são formadas duas ou mais fases cristalinas, com comportamentos distintos sob irradiação. Por esse motivo, a especificação do pó de siliceto de urânio utilizado no reator IEA-R1 do IPEN, e do RMB (Reator Multipropósito Brasileiro) é de, pelo menos, 80% em massa de U3Si2. No entanto, as técnicas de caracterização atualmente utilizadas no controle de qualidade não permitem quantificar as fases cristalinas diretamente. Assim, esse trabalho propõe a utilização da difração de raios X (DRX), alinhada a refinamento pelo método de Rietveld para caracterização do pó de siliceto. Para tal, foram produzidas ligas de urânio contendo 33 a 67 mol% de silício, e técnicas de moagem e ajustes de refinamento foram testados. O método desenvolvido inclui cominuição em moinho vibratório e DRX com refinamento automatizado dos dados, permitindo a quantificação das fases cristalinas de maneira confiável, rápida e com mínima interferência do operador. Os resultados obtidos foram corroborados com os de técnicas como análise de imagem obtida por microscópio eletrônica de varredura (MEV), densidade e análises elementares de U e Si. / The safe operation of a nuclear power system relies on the materials of its construction. During the lifetime of a nuclear power system, the materials are subject to high temperature, a corrosive environment, and damage from high-energy particles released during fission. The fuel which powers the reactor has a much shorter life, but is also subject to the harsh environments. Considering the several uranium alloys, the U3Si2 is largely used in research reactors, due to is high uranium density, high thermal conductivity, resistance to radiation-induced amorphization, swelling and crack propagation. During its fabrication by melting, however, more than one crystalline phase is usually formed, and, the behavior of each, under irradiation is different and possibly dangerous. For this reason, the specification of the IEA-R1 and RMB (Brazilian Multipurpose Reactor) nuclear reactors describes a minimum of 80wt.% of U3Si2 for the uranium silicide powder. In this sense, a quality control system is vital for the safety and performance of the reactor. Since the currently characterization techniques used do not quantify the crystalline phases directly, the present work proposes the use of X-ray diffraction (XRD), together with Rietveld refinement of the results, for uranium silicide powder characterization. To accomplish this objective, uranium allows were produced containing 33 to 67 mol% of silicon. Milling methods and refinements strategies were tested to improve XRD results. The proposed method includes vibration grinding and XRD with automatic refinement of results, producing fast, reliable and more unbiased results. The quantification results obtained were supported by other techniques as scanning electron microscopy image analysis, density and elementary U and Si characterization.

As normas de gestão ambiental têm por objetivo prover as organizações dos elementos necessários para implantação de Sistemas da Gestão Ambiental (SGA) que possam ser integrados a outros requisitos da gestão, e auxiliá-las a alcançar seus objetivos ambientais e econômicos. A Unidade de Produção de Hexafluoreto de Urânio USEXA, do Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo - CTMSP, será a primeira planta industrial da etapa de conversão do ciclo do combustível nuclear (produção de hexafluoreto de urânio UF6) do Brasil, permitindo que seja agregado valor ao minério de urânio. Neste trabalho, o SGA proposto para a USEXA, permite disciplinar suas interfaces com o meio ambiente, uma vez que as Normas da CNEN Comissão Nacional de Energia Nuclear e da AIEA Agência Internacional de Energia Atômica para instalações nucleares, na sua grande maioria, visam a atender a critérios de segurança para o público e o meio ambiente, apenas nos quesitos envolvendo radiações ionizantes. O modelo de SGA desenvolvido preenche as lacunas das normas da CNEN e da AIEA, por considerar os impactos ambientais decorrentes do uso de substâncias químicas no processo de fabricação de UF6 e os aspectos gerais de sustentabilidade. Isso pode ser considerado uma contribuição original dentro das complexas atividades que abrangem o processamento de urânio no ciclo do combustível nuclear. Como resultado, esta pesquisa propõe, para avaliação de impactos ambientais, a adoção de um filtro de significância, relacionado à localização do empreendimento, apresenta um Manual do Sistema de Gestão para a USEXA e sugere modelos de treinamentos em gestão de pessoal, como o coaching e a programação neurolinguística, e que poderão ser aplicados em qualquer Sistema de Gestão. Os treinamentos podem ser considerados como uma ação preventiva, por contribuírem para diminuir os incidentes relacionados à manutenção de equipamentos e consequentemente a ocorrência de impactos ambientais. / The environmental management standards are intended to provide to the organizations the elements needed for the implementation of an Environmental Management System (EMS) that can be effectively integrated to another management requirements and assist them to achieve their environmental and economic goals. The Uranium Hexafluoride Production Unit - USEXA, located at the Navy Technological Center in São Paulo, will be the first Brazilian industrial plant responsible for the conversion stage in the nuclear fuel cycle (production of uranium hexafluoride UF6), allowing added-value to the uranium ore. The EMS proposed to USEXA in this project allows to regulate its interfaces with the environment, since the Standards of CNEN - National Commission of Nuclear Energy and of the IAEA - International Atomic Energy Agency for Nuclear Installations, aim, mostly, to attend the security criteria for the population and the environment, concerning ionizing radiation. This model of EMS fills the gaps in standards of IAEA and CNEN, since it takes into account the environmental impacts from the use of chemicals in the manufacturing process of UF6, and general aspects of sustainability. It can be considered an original contribution within the complex activities that includes the uranium processing in the nuclear fuel cycle. This research proposes, as result, the use of a filter of significance to evaluate the environmental impacts depending on the installation location. It is also presented the Management System Manual for USEXA and models for training in personnel management are suggested, such as coaching and neurolinguistic programing, which can be applied to any Management System. The trainings can be considered a preventive action as they considerably decreased incidents related to equipments maintenance and thus the occurrence of environmental impacts.

O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares IPEN-CNEN/SP atualmente 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 compósitos U3Si2-Al, obtidas por laminação. O processo de laminação atualmente implantado foi desenvolvido com base em informações obtidas na literatura, as quais foram usadas como premissas para a definição dos atuais procedimentos de fabricação, segundo uma metodologia de caráter essencialmente empírico. Apesar do processo de laminação atual estar perfeitamente estável e reprodutível, ele não é totalmente conhecido. O objetivo deste trabalho é caracterizar o processo de laminação de placas combustíveis adotado pelo IPEN, especificamente no que se refere à evolução dos parâmetros dimensionais da placa combustível em função da sua deformação no processo de laminação. Estão apresentados resultados da evolução das espessuras do núcleo e revestimentos da placa combustível ao longo da sua deformação, assim como dos defeitos terminais, microestrutura e porosidade do núcleo. / The Nuclear and Energy Research Institute - IPEN-CNEN/SP produces routinely the nuclear fuel necessary for operating its research reactor, IEA-R1. This fuel consists of fuel plates containing U3Si2-Al composites as the meat, which are fabricated by rolling. The rolling process currently deployed was developed with base on information obtained from literature, which were used as premises for defining the current manufacturing procedures, according to a methodology with essentially empirical character. Despite the current rolling process to be perfectly stable and highly reproducible, it is not well characterized and therefore is not fully known. The objective of this work is to characterize the rolling process for producing fuel plates, specifically the evolution of dimensional parameters of the fuel plate as a function of its deformation in the rolling process. Results are presented in terms of the evolution of the thickness of the fuel meat and cladding of the fuel plate along the deformation, as well as the terminals defects, microstructure and porosity of the fuel meat.

Dissertação (mestrado) - Universidade Federal do ABC. Programa de Pós-Graduação em Energia

As normas de gestão ambiental têm por objetivo prover as organizações dos elementos necessários para implantação de Sistemas da Gestão Ambiental (SGA) que possam ser integrados a outros requisitos da gestão, e auxiliá-las a alcançar seus objetivos ambientais e econômicos. A Unidade de Produção de Hexafluoreto de Urânio USEXA, do Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo - CTMSP, será a primeira planta industrial da etapa de conversão do ciclo do combustível nuclear (produção de hexafluoreto de urânio UF6) do Brasil, permitindo que seja agregado valor ao minério de urânio. Neste trabalho, o SGA proposto para a USEXA, permite disciplinar suas interfaces com o meio ambiente, uma vez que as Normas da CNEN Comissão Nacional de Energia Nuclear e da AIEA Agência Internacional de Energia Atômica para instalações nucleares, na sua grande maioria, visam a atender a critérios de segurança para o público e o meio ambiente, apenas nos quesitos envolvendo radiações ionizantes. O modelo de SGA desenvolvido preenche as lacunas das normas da CNEN e da AIEA, por considerar os impactos ambientais decorrentes do uso de substâncias químicas no processo de fabricação de UF6 e os aspectos gerais de sustentabilidade. Isso pode ser considerado uma contribuição original dentro das complexas atividades que abrangem o processamento de urânio no ciclo do combustível nuclear. Como resultado, esta pesquisa propõe, para avaliação de impactos ambientais, a adoção de um filtro de significância, relacionado à localização do empreendimento, apresenta um Manual do Sistema de Gestão para a USEXA e sugere modelos de treinamentos em gestão de pessoal, como o coaching e a programação neurolinguística, e que poderão ser aplicados em qualquer Sistema de Gestão. Os treinamentos podem ser considerados como uma ação preventiva, por contribuírem para diminuir os incidentes relacionados à manutenção de equipamentos e consequentemente a ocorrência de impactos ambientais. / The environmental management standards are intended to provide to the organizations the elements needed for the implementation of an Environmental Management System (EMS) that can be effectively integrated to another management requirements and assist them to achieve their environmental and economic goals. The Uranium Hexafluoride Production Unit - USEXA, located at the Navy Technological Center in São Paulo, will be the first Brazilian industrial plant responsible for the conversion stage in the nuclear fuel cycle (production of uranium hexafluoride UF6), allowing added-value to the uranium ore. The EMS proposed to USEXA in this project allows to regulate its interfaces with the environment, since the Standards of CNEN - National Commission of Nuclear Energy and of the IAEA - International Atomic Energy Agency for Nuclear Installations, aim, mostly, to attend the security criteria for the population and the environment, concerning ionizing radiation. This model of EMS fills the gaps in standards of IAEA and CNEN, since it takes into account the environmental impacts from the use of chemicals in the manufacturing process of UF6, and general aspects of sustainability. It can be considered an original contribution within the complex activities that includes the uranium processing in the nuclear fuel cycle. This research proposes, as result, the use of a filter of significance to evaluate the environmental impacts depending on the installation location. It is also presented the Management System Manual for USEXA and models for training in personnel management are suggested, such as coaching and neurolinguistic programing, which can be applied to any Management System. The trainings can be considered a preventive action as they considerably decreased incidents related to equipments maintenance and thus the occurrence of environmental impacts.

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.

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.

Made available in DSpace on 2014-06-11T19:30:19Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2010-03-05Bitstream added on 2014-06-13T18:40:21Z : No. of bitstreams: 1 silva_sl_me_bauru.pdf: 3711265 bytes, checksum: eb24a775c76173627880925720fa6766 (MD5) / O processo de sinterização de pastilhas de 'UO IND. 2.'7%'Gd IND.2''O IND. 3' tem sido investigado por muito tempo devido à sua importância na indústria nuclear e ao seu comportamento complexo durante o adensamento. Vários pesquisadores tentaram explicar este comportamento utilizando uma abordagem fenomenológica. Ainda que com algum sucesso, o comportamento na sinterização é difícil de ser previsto. A densidade final e a microestrutura da pastilha sinterizada dependem das propriedades dos pós de partida, do perfil térmico, da composição da atmosfera, da presença de aditivos, entre outras variáveis. Uma abordagem diferente do problema supera esta dificuldade com a introdução do conceito da Curva Mestre de Sinterização - CMS. A CMS do combustível nuclear 'UO IND. 2.'7%'Gd IND.2''O IND. 3' foi levantada utilizando dados de dilatometria obtidos com a taxa de aquecimento constante. Este desenvolvimento foi realizado para prever e controlar a evolução da densidade durante a etapa de sinterização. As amostras foram produzidas através da mistura do pós de 'UO IND. 2' e 'Gd IN> 2''O IND. 3', compactadas e sinterizadas em um dilatômetro a 2023 k, com diferentes taxas de aquecimento na faixa de 5 a 45 'Kmin. POT. -1', sob atmosfera de 'H IND. 2'. Com base no conceito da CMS, a previsão do adensamento foi realizada e uma boa concordância entre os valores previstos e experimental foi verificada. Foi demonstrado que o conceito da CMS pode ser utilizado para planejar um perfil de temperatura adequado, visando uma densidade final desejada, mesmo para sistemas com reações mais complexas como o 'UO IND. 2.'7%'Gd IND.2''O IND. 3'. A energia de ativação aparente do processo de sinterização pode ser estimada por este método. / The sintering process of the 'UO IND. 2.'7%'Gd IND.2''O IND. 3' system has been investigated for a long time due to its economical importance to the nuclear industry and complex behavior during densification. Most researchers tried to describe and explain it using a phenomenological approach. Even though some light has been shed on the matter, the system sintering behavior is still very difficult to predict. The final density and microstructure of the sintered body is strongly dependent on properties of raw powders, temperature profile,, atmosphere composition, presence of sintering additives, among other process variables. A different approach to the problem overcame this difficulty by introducing the concept of the Master Sintering Curve - MSC. The MSC of the 'UO IND. 2.'7%'Gd IND.2''O IND. 3' nuclear fuel was constructed using constant heating rate dilatometry data. This development was carried out to predict and control the evolution of the density during the sintering path. The samples were produced from a dry misture of UO IND. 2' and 2' e 'Gd IN> 2''O IND. 3' powders, pressed into compacts and sintered in a dilatometer up to 2023 K with different heating rates from 5 to 45 'Kmin. POT. -1', under a 'H IND. 2' atmosphere. Based on the MSC concept, the prediction of pellet densification was performed and it was observed a good agreement between the experimental and the predicted values. It was demonstrated that the MSC approach can be used to desing a suitable sintering temperature profile in order to obtain a desidered final density, even for reacting systems such as the 'UO IND. 2.'7%'Gd IND.2''O IND. 3', where the second phase should mostley get into solution. The apparent activation energy of sintering process could also be estimated by this method.

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.