O trabalho apresenta uma aplicação da ferramenta metodológica conhecida como FMEA (Failure Mode Effect Analysis) ao processo de identificação de aspectos e impactos ambientais. Tal processo é parte importante na implantação e na manutenção de Sistemas de Gestão Ambiental (SGA), baseados na norma NBR ISO 14001. Além disso, pode contribuir, de forma complementar, para a avaliação e aperfeiçoamento da segurança nuclear da instalação analisada. Como objeto de estudo elegeu-se o Centro de Combustíveis Nucleares (CCN) do IPEN/CNEN-SP, localizado junto ao Campus da Universidade de São Paulo-Brasil, destinado à realização de pesquisas científicas e à produção de elementos combustíveis para o Reator IEA-R1. A partir de um levantamento sistemático de dados, obtidos por meio de entrevistas, documentos e registros operacionais foi possível identificar os processos, suas interações e atividades, cuja análise permitiu definir os diversos modos de falhas potenciais, as respectivas causas e conseqüências para o meio ambiente. Como resultado da avaliação criteriosa dos modos causas foi possível identificar e classificar os principais impactos ambientais potenciais, que constitui uma etapa essencial para a implantação e manutenção de um Sistema de Gestão Ambiental para a instalação em estudo. Os resultados obtidos permitiram demonstrar a validade da aplicação da técnica FMEA aos processos de instalações nucleares, identificando aspectos e impactos ambientais, cujos controles são essenciais para a obtenção da conformidade com os requisitos ambientais do Sistema de Gestão Integrada do IPEN (SGI). Contribuíram também para fornecer uma ferramenta gerencial poderosa para a solução de questões relacionadas ao processo de atendimento de exigências legais aplicáveis no âmbito da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e do Instituto Brasileiro do Meio Ambiente (IBAMA). / This work presents an application of Failure Mode Effect Analysis (FMEA) to the process of identification of environmental aspects and impacts as a part of implementation and maintenance of an Environmental Management System (EMS) in accordance with the NBR ISO 14001 standard. Also, it can contribute, as a complement, to the evaluation and improvement of safety of the installation focused. The study was applied to the Nuclear Fuel Center (CCN) of Nuclear and Energy Research Institute (IPEN), situated at the Campus of University of Sao Paulo, Brazil. The CCN facility has the objective of promoting scientific research and of producing nuclear fuel elements for the IEA-R1 Research Reactor. To identify the environmental aspects of the facility activities, products, and services, a systematic data collection was carried out by means of personal interviews, documents, reports and operation data records consulting. Furthermore, the processes and their interactions, failure modes, besides their causes and effects to the environment, were identified. As a result of a careful evaluation of these causes it was possible to identify and to classify the major potential environmental impacts, in order to set up and put in practice an Environmental Management System for the installation under study. The results have demonstrated the validity of the FMEA application to nuclear facility processes, identifying environmental aspects and impacts, whose controls are critical to achieve compliance with the environmental requirements of the Integrated Management System of IPEN. It was demonstrated that the methodology used in this work is a powerful management tool for resolving issues related to the conformity with applicable regulatory and legal requirements of the Brazilian Nuclear Energy Commission (CNEN) and the Brazilian Institute of Environment (IBAMA).

Este trabalho visa determinar as razões espectrais e o espectro de energia de nêutrons no interior do combustível do Reator Nuclear IPEN/MB-01. Estes parâmetros são de grande importância para determinar com precisão parâmetros físicos de reatores nucleares, como taxas de reação, tempo de vida do combustível e também parâmetros de segurança, tais como reatividade. Para o experimento, utilizou-se detectores de ativação na forma de finas folhas metálicas, introduzidas em uma vareta combustível experimental desmontável. Em seguida, a vareta foi colocada na posição central do núcleo, que tem uma configuração retangular padrão de 26x28 varetas combustível. Foram utilizados detectores de ativação de diferentes elementos como 197Au, 238U, 45SC, 58Ni, 24Mg, 47Ti e 115In para cobrir grande parte do espectro de energia dos nêutrons. Após a irradiação, os detectores de ativação foram submetidos a espectrometria gama utilizando um sistema de contagem com Germânio hiper-puro, afim de se obter a taxa de reação (atividade de saturação) por núcleo alvo. As razões espectrais foram comparadas com valores obtidos através do método de Monte Carlo utilizando o código MCNP-4C. O espectro de energia de nêutrons foi obtido no interior da vareta combustível utilizando o código SANDBP com um espectro de entrada obtido pelo código MCNP-4C, a partir dos valores de atividade de saturação por núcleo alvo dos detectores de ativação irradiados. / This study aims to determine the spectral ratios and the neutron energy spectrum inside the fuel of IPEN/MB-01 Nuclear Reactor. These parameters are of great importance to accurately determine spectral physical parameters of nuclear reactors like reaction rates, fuel lifetime and also security parameters such as reactivity. For the experiment, activation detectors in the form of thin metal foils were introduced in a collapsible fuel rod. Then the rod was placed in the central position of the core which has a standart rectangular configuration of 26x28 fuel rods. There were used activation detectors from different elements such Au-197, U-238, Sc-45, Ni-58, Mg-24, Ti-47 and In-115 to cover a large range of the neutrons energy spectrum. After the irradiation, the activation detectors were submitted to gamma spectrometry using a counting system with high purity Germanium, to obtain the reaction rates (saturation activity) per target nucleus. The spectral ratios were compared with calculated values obtained by the Monte Carlo method using the MCNP-4C code. The neutron energy spectrum was obtained inside the fuel rod using the SANDBP code with an input spectrum obtained by the MCNP-4C code, based on the saturation activity per target nucleus values of the activation detectors irradiated.

A incorporação do gadolínio diretamente no combustível de reatores nucleares para geração de eletricidade é importante para compensação da reatividade e para o ajuste da distribuição da densidade de potência, permitindo ciclos de queima mais longos, com intervalo de recarga de 18 meses, otimizando-se a utilização do combustível. A incorporação do Gd2O3 sob a forma de pó homogeneizado a seco diretamente com o pó de UO2 é o método comercialmente mais atraente devido à sua simplicidade . Contudo, este método de incorporação conduz a dificuldades na obtenção de corpos sinterizados com a densidade niínima especificada, devido a um bloqueio no processo de sinterização. Pouca informação existe na literatura específica sobre o possível mecanismo deste bloqueio, restrita principalmente à hipótese da formação de uma fase (U,Gd)O2 rica em gadolínio com baixa difusividade. Este trabalho tem como objetivo a investigação do mecanismo de bloqueio da sinterização neste sistema, contribuindo para o esclarecimento da causa deste bloqueio e na elaboração de possíveis soluções tecnológicas. Foi comprovado experimentalmente que o mecanismo responsável pelo bloqueio é baseado na formação de poros estáveis devido ao efeito Kirkendall, originados por ocasião da formação da solução sólida durante a etapa intermediária da sinterização, sendo difícil a sua eliminação posterior, nas etapas finais do processo de sinterização. Com base no conhecimento deste mecanismo, possíveis propostas são apresentadas na direção da solução tecnológica do problema de densificação característico do sistema UO2-Gd203. / The incorporation of gadolinium directly into nuclear power reactor fuel is important from the point of reactivity compensation and adjustment of power distribution enabling thus longer fliel cycles and optimized fuel utilization. The incorporation of Gd2O3 powder directly into the UO2 powder by dry mechanical blending is the most attractive process because of its simplicity. Nevertheless, processing by this method leads to difficulties while obtaining sintered pellets with the minimum required density. This is due to blockages during the sintering process. There is little information in published literature about the possible mechanism for this blockage and this is restricted to the hypothesis based on formation of a low difiiisivity Gd rich phase (U,Gd)O2. The objective of this investigation has been to study the blockage mechanism in this system during the sintering process, contributing thus, to clarify the cause for the blockage and to propose feasible technological solutions. Experimentally it has been shown that the blocking mechanism is based on pore formation because of the Kirkendall effect. Formation of a solid solution during the intermediate stage of sintering leads to formation of large pores, which are difficult to remove in the final stage of sintering. Based on this mechanism, technical solutions have been proposed to resolve densification problems in the UO2-Gd2O3 system.

O IPEN-CNEN/SP desenvolveu e disponibilizou para produção rotineira a tecnologia de fabricação de elementos combustíveis tipo dispersão, para uso em reatores nucleares de pesquisas. O combustível fabricado no IPEN-CNEN/SP está limitado à concentração de urânio de 3,0gU/cm3, para dispersões a base de U3Si2-Al, e de 2,3gU/cm3, para dispersões a base de U3O8-Al. O aumento da concentração de urânio nas placas combustíveis possibilita aumentar a reatividade do núcleo do reator e a vida útil do combustível. É possível aumentar-se a concentração de urânio no combustível até o limite tecnológico de 4,8gU/cm3 para a dispersão U3Si2-Al, e de 3,2gU/cm3 para a dispersão U3O8-Al, as quais estão bem qualificadas ao redor do mundo. Este trabalho tem como objetivo desenvolver o processo de fabricação de ambos os combustíveis com alta concentração de urânio, redefinindo-se os procedimentos de fabricação atualmente adotados no Centro do Combustível Nuclear do IPEN-CNEN/SP. Com base nos resultados obtidos conclui-se que para atingir a concentração desejada devem ser feitas algumas alterações nos procedimentos já estabelecidos, tais como mudança no tamanho de partícula dos pós e mudança no processo de alimentação da matriz de compactação. Os estudos realizados mostraram que as placas combustíveis com alta concentração de urânio a base da dispersão U3Si2-Al com 4,8 gU/cm3 fabricadas atenderam às especificações vigentes. Contudo, apesar da subjetividade da análise, a aparência da microestrutura obtida no núcleo das placas combustíveis a base da dispersão U3O8-Al com 3,2 gU/cm3 não foi considerada satisfatória devido à aparência da distribuição de vazios. O novo procedimento de fabricação foi aplicado na produção de placas combustíveis de dispersão U3Si2-Al com 4,8 gU/cm3 com urânio enriquecido, as quais foram utilizadas na montagem do elemento combustível parcial IEA-228 para ser testado quanto ao desempenho sob irradiação no reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. Esses novos combustíveis têm potencial para serem utilizados no novo Reator Multipropósito Brasileiro RMB. / IPEN-CNEN/SP developed the technology to produce the dispersion type fuel elements for research reactors and made it available for routine production. Today, the fuel produced in IPEN-CNEN/SP is limited to the uranium concentration of 3.0 gU/cm3 for U3Si2-Al dispersion-based and 2.3 gU/cm3 for U3O8-Al dispersion. The increase of uranium concentration in fuel plates enables the reactivity of the reactor core reactivity to be higher and extends the fuel life. Concerning technology, it is possible to increase the uranium concentration in the fuel meat up to the limit of 4.8 gU/cm3 in U3Si2-Al dispersion and 3.2 gU/cm3 U3O8-Al dispersion. These dispersions are well qualified worldwide. This work aims to develop the manufacturing process of both fuel meats with high uranium concentrations, by redefining the manufacturing procedures currently adopted in the Nuclear Fuel Center of IPEN-CNEN/SP. Based on the results, it was concluded that to achieve the desired concentration, it is necessary to make some changes in the established procedures, such as in the particle size of the fuel powder and in the feeding process inside the matrix, before briquette pressing. These studies have also shown that the fuel plates, with a high concentration of U3Si2-Al, met the used specifications. On the other hand, the appearance of the microstructure obtained from U3O8-Al dispersion fuel plates with 3.2 gU/cm3 showed to be unsatisfactory, due to the considerably significant porosity observed. The developed fabrication procedure was applied to U3Si2 production at 4.8 gU/cm3, with enriched uranium. The produced plates were used to assemble the fuel element IEA-228, which was irradiated in order to check its performance in the IEA-R1 reactor at IPEN-CNEN/SP. These new fuels have potential to be used in the new Brazilian Multipurpose Reactor - RMB.

Reatores PWR empregam, como combustível nuclear, pastilhas de UO2 acondicionadas em tubos de ligas de zircônio, chamados de encamisamento. Na sua fabricação são gerados cavacos de usinagem que não podem ser descartados, pois a reciclagem deste material é estratégica quanto aos aspectos de tecnologia nuclear, econômicos e ambientais. As ligas nucleares têm altíssimo custo e não são produzidas no Brasil, sendo importadas para a fabricação do combustível nuclear. Neste trabalho são abordados dois métodos para reciclar os cavacos de Zircaloy. No primeiro, os cavacos foram fundidos utilizando um forno elétrico a arco para obter lingotes. O segundo usa a técnica da metalurgia do pó, onde os cavacos foram submetidos à hidretação e o pó resultante foi moído e isostaticamente prensado e, a seguir, sinterizado a vácuo. A composição química, as fases presentes e a dureza no material foram determinadas. Os lingotes foram tratados termicamente e laminados, sendo que as microestruturas foram caracterizadas por microscopia óptica e eletrônica de varredura. Os resultados para ambos os métodos mostraram que a composição do Zircaloy reciclado cumpre as especificações químicas e apresentaram microestrutura adequada para uso nuclear. Os bons resultados do método de metalurgia do pó sugerem a possibilidade de produzir pequenas peças, como as tampas do encamisamento - end-caps, usando a sinterização no formato quase final (near net shape). / PWR reactors employ, as nuclear fuel, UO2 pellets with Zircaloy clad. In the fabrication of fuel element parts, machining chips from the alloys are generated. As the Zircaloy chips cannot be discarded as ordinary metallic waste, the recycling of this material is important for the Brazilian Nuclear Policy, which targets the reprocess of Zircaloy residues for economic and environmental aspects. This work presents two methods developed in order to recycle Zircaloy chips. In one of the methods, Zircaloy machining chips were refused using an electric-arc furnace to obtain small laboratory ingots. The second one uses powder metallurgy techniques, where the chips were submitted to hydriding process and the resulting material was milled, isostatically pressed and vacuum sintered. The ingots were heat-treated by vacuum annealing. The microstructures resulting from both processing methods were characterized using optical and scanning electron microscopies. Chemical composition, crystal phases and hardness were also determined. The results showed that the composition of recycled Zircaloy comply with the chemical specifications and presented adequate microstructure for nuclear use. The good results of the powder metallurgy method suggest the possibility of producing small parts, like cladding end-caps, using near net shape sintering.