O combustível nuclear queimado (CNQ) é retirado do reator nuclear após exaurir sua eficiência de geração de energia. Após ser retirado do reator, esse combustível é temporariamente armazenado em piscinas com água na própria instalação do reator. Durante esse tempo, o calor gerado e os elementos radioativos presentes, de meia-vida média e curta, caem até níveis que permitem retirar o combustível queimado da piscina e enviá-lo para depósitos temporários de via seca. Nessa fase, o material precisa ser armazenado segura e eficazmente de forma que possa ser recuperado em futuro próximo, ou disposto como rejeito radioativo. A quantidade de combustível queimado cresce anualmente e, nos próximos anos, vai aumentar mais ainda por causa da construção de novas instalações de geração de energia de origem nuclear. Nos dias de hoje, o número de instalações novas voltou a atingir os níveis da década de 1970, porque é maior que a quantidade de ações de descomissionamento de instalações antigas. Antes que seja tomada qualquer decisão, seja a de recuperar o combustível remanescente ou considerar o CNQ como rejeito radioativo, o mesmo precisa ser isolado em um dos diferentes tipos de armazenagem existentes no mundo. No presente estudo mostra-se que a armazenagem do CNQ, via seca, em cascos é a opção mais vantajosa. Propõe-se um modelo de casco autóctone para combustível de reatores de potência e de uma instalação de armazenagem para abrigar esses cascos. É um estudo multidisciplinar no qual foi desenvolvida a parte conceitual de engenharia e que poderá ser usada para que o CNQ nacional, retirado dos reatores brasileiros de potência, seja armazenado com segurança por um longo período até que as autoridades brasileiras decidam o local para deposição final. / Spent nuclear fuel (SNF) is removed from the nuclear reactor after the depletion on efficiency in generating energy. After the withdrawal from the reactor core, the SNF is temporarily stored in pools at the same site of the reactor. At this time, the generated heat and the short and medium lived radioactive elements decay to levels that allow removing SNF from the pool and sending it to temporary dry storage. In that phase, the fuel needs to be safely and efficiently stored, and then, it can be retrieved in a future, or can be disposed as radioactive waste. The amount of spent fuel increases annually and, in the next years, will still increase more, because of the construction of new nuclear plants. Today, the number of new facilities back up to levels of the 1970s, since it is greater than the amount of decommissioning in old installations. As no final decision on the back-end of the nuclear fuel cycle is foreseen in the near future in Brazil, either to recover the SNF or to consider it as radioactive waste, this material has to be isolated in some type of storage model existing around the world. In the present study it is shown that dry SNF storage is the best option. A national cask model for SNF as well these casks storage installation are proposed. It is a multidisciplinary study in which the engineering conceptual task was developed and may be applied to national SNF removed from the Brazilian power reactors, to be safely stored for a long time until the Brazilian authorities will decide about the site for final disposal.

O combustível nuclear queimado (CNQ) é retirado do reator nuclear após exaurir sua eficiência de geração de energia. Após ser retirado do reator, esse combustível é temporariamente armazenado em piscinas com água na própria instalação do reator. Durante esse tempo, o calor gerado e os elementos radioativos presentes, de meia-vida média e curta, caem até níveis que permitem retirar o combustível queimado da piscina e enviá-lo para depósitos temporários de via seca. Nessa fase, o material precisa ser armazenado segura e eficazmente de forma que possa ser recuperado em futuro próximo, ou disposto como rejeito radioativo. A quantidade de combustível queimado cresce anualmente e, nos próximos anos, vai aumentar mais ainda por causa da construção de novas instalações de geração de energia de origem nuclear. Nos dias de hoje, o número de instalações novas voltou a atingir os níveis da década de 1970, porque é maior que a quantidade de ações de descomissionamento de instalações antigas. Antes que seja tomada qualquer decisão, seja a de recuperar o combustível remanescente ou considerar o CNQ como rejeito radioativo, o mesmo precisa ser isolado em um dos diferentes tipos de armazenagem existentes no mundo. No presente estudo mostra-se que a armazenagem do CNQ, via seca, em cascos é a opção mais vantajosa. Propõe-se um modelo de casco autóctone para combustível de reatores de potência e de uma instalação de armazenagem para abrigar esses cascos. É um estudo multidisciplinar no qual foi desenvolvida a parte conceitual de engenharia e que poderá ser usada para que o CNQ nacional, retirado dos reatores brasileiros de potência, seja armazenado com segurança por um longo período até que as autoridades brasileiras decidam o local para deposição final. / Spent nuclear fuel (SNF) is removed from the nuclear reactor after the depletion on efficiency in generating energy. After the withdrawal from the reactor core, the SNF is temporarily stored in pools at the same site of the reactor. At this time, the generated heat and the short and medium lived radioactive elements decay to levels that allow removing SNF from the pool and sending it to temporary dry storage. In that phase, the fuel needs to be safely and efficiently stored, and then, it can be retrieved in a future, or can be disposed as radioactive waste. The amount of spent fuel increases annually and, in the next years, will still increase more, because of the construction of new nuclear plants. Today, the number of new facilities back up to levels of the 1970s, since it is greater than the amount of decommissioning in old installations. As no final decision on the back-end of the nuclear fuel cycle is foreseen in the near future in Brazil, either to recover the SNF or to consider it as radioactive waste, this material has to be isolated in some type of storage model existing around the world. In the present study it is shown that dry SNF storage is the best option. A national cask model for SNF as well these casks storage installation are proposed. It is a multidisciplinary study in which the engineering conceptual task was developed and may be applied to national SNF removed from the Brazilian power reactors, to be safely stored for a long time until the Brazilian authorities will decide about the site for final disposal.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:08Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:08Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O combustível nuclear queimado (CNQ) é retirado do reator nuclear após exaurir sua eficiência de geração de energia. Após ser retirado do reator, esse combustível é temporariamente armazenado em piscinas com água na própria instalação do reator. Durante esse tempo, o calor gerado e os elementos radioativos presentes, de meia-vida média e curta, caem até níveis que permitem retirar o combustível queimado da piscina e enviá-lo para depósitos temporários de via seca. Nessa fase, o material precisa ser armazenado segura e eficazmente de forma que possa ser recuperado em futuro próximo, ou disposto como rejeito radioativo. A quantidade de combustível queimado cresce anualmente e, nos próximos anos, vai aumentar mais ainda por causa da construção de novas instalações de geração de energia de origem nuclear. Nos dias de hoje, o número de instalações novas voltou a atingir os níveis da década de 1970, porque é maior que a quantidade de ações de descomissionamento de instalações antigas. Antes que seja tomada qualquer decisão, seja a de recuperar o combustível remanescente ou considerar o CNQ como rejeito radioativo, o mesmo precisa ser isolado em um dos diferentes tipos de armazenagem existentes no mundo. No presente estudo mostra-se que a armazenagem do CNQ, via seca, em cascos é a opção mais vantajosa. Propõe-se um modelo de casco autóctone para combustível de reatores de potência e de uma instalação de armazenagem para abrigar esses cascos. É um estudo multidisciplinar no qual foi desenvolvida a parte conceitual de engenharia e que poderá ser usada para que o CNQ nacional, retirado dos reatores brasileiros de potência, seja armazenado com segurança por um longo período até que as autoridades brasileiras decidam o local para deposição final. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Chloride-induced stress corrosion cracking (CISCC) has been identified as the main degradation mechanism for spent nuclear fuel dry storage canisters. This type of induced cracking is complex and depends on several factors, such as material composition, exposure temperature, relative humidity, applied tensile stress, and atmospheric salt concentration. An accelerated experiment was designed to simulate marine environments in a controlled fogging chamber to examine 304 and 304L stainless steel U-bend and welded U-bend samples. The samples were exposed to chloride rich and humid fogging in a corrosion chamber at 35℃ continuously for 4 weeks, 8 weeks, and 12 weeks. The same experiment was repeated at 50℃ for 4 weeks, 8 weeks, and 14 weeks to study the sensitivity of CISCC to temperature changes. A qualitative evaluation of optical micrographs from a 3D Surface Profiler was performed for 16 corroded samples and compared with 2 reference samples. Cracking was observed on 12 out of 16 samples exposed to 35℃ and 50℃ for durations ranging from 8 to 14 weeks. Likely cracking observations were noted on 4 out of 16 samples. A quantitative statistical analysis was also performed using surface profile depth (valley) data from corroded and reference samples. The quantitative analysis examined the effect of temperature, welding, exposure duration, and material composition. The quantitative results were compared with the qualitative results and literature published in CISCC. / Master of Science / Most nuclear power plants are currently using dry storage canisters (DSCs) which are made of a concrete vault and a stainless steel canister that houses the spent nuclear fuel (SNF) assemblies. Multiple conditions must be present simultaneously for chloride-induced stress corrosion cracking (CISCC) to develop, such as the presence of a susceptible alloy, high relative humidity, high temperature, high atmospheric salt concentrations, and applied tensile stresses. DSCs are typically made from 300-series austenitic stainless steels which are susceptible to this type of corrosion during long-term storage near marine environments. Therefore, understanding of the factors leading to CISCC is critically important for proper management and mitigation and to estimate the service life of DSCs for the safe long-term storage of SNF. An accelerated experiment was designed to examine the effects of temperature, exposure duration, and welding on pitting and cracking for 304 and 304L U-bend samples. The experimental results concluded that stainless-steel grades 304 and 304L are susceptible to CISCC when exposed for 8 weeks or longer to fogging at temperatures between 35℃ and 50℃, 95% relative humidity, and 5% salt concentration. This study also concluded that increasing exposure duration from 8 to 12 weeks or the temperature from 35℃ to 50℃ had no significant effect on the acceleration of CISCC. Also, unwelded samples were deemed more susceptible to CISCC than welded samples and the susceptibility of 304 and 304L grades were relatively similar.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:36:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:48Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:36:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:48Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Pasta de cimento é um material comum em repositórios para rejeitos radioativos, atuando como material estrutural e de imobilização. Sua utilização como material de preenchimento em um repositório tipo poço tubular profundo para fontes seladas, no entanto, requer um maior tempo de vida útil do material. O conhecimento de seu comportamento em longo prazo é necessário para garantir a segurança da instalação em milhares de anos. O presente trabalho avaliou as alterações na pasta de cimento induzidas por fatores de degradação, como ataque de agentes agressivos, alta temperatura e presença de campo de radiação. Corpos de prova (cps) de pasta de cimento foram submetidos a ensaios acelerados de degradação e os efeitos deletérios foram avaliados por meio de ensaios de resistência mecânica, variação dimensional, lixiviação/penetração de íons, DRX, TGA e MEV. Observou-se que a hidratação dos cps foi beneficiada pela imersão (em água destilada ou em solução salina) e alta temperatura, resultando em uma resistência maior. O armazenamento à seco prejudicou a hidratação, mantendo a resistência mais baixa. O tempo de imersão e a irradiação não foram capazes de alterar a mineralogia e a resistência da pasta de cimento. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

In dry interim storage of spent nuclear fuel, thermal creep is one of the major threats to the fuel cladding integrity due to the constant decay heat generation from the fission products and minor actinides in the fuel, and the increase in fuel rod internal pressure which is present after burnup. Plenty of research has been done on either empty cladding tubes irradiated in a research reactor, or on spent fuel that is defueled prior to the examination. This type of research excludes the effects of the pellet-cladding bonding that may be present after burnup, where the bonding might have significant effects on the thermal creep behavior. Therefore, this work aims to construct and validate an experimental model that is designed to perform thermal creep tests on as-received spent nuclear fuel, where the pellet-cladding bonding is still intact, in order to gain knowledge in the causal relation that the pellet-cladding bonding has on the thermal creep phenomenon during dry storage. The experimental model is validated by a number of qualification tests, as well as a series of creep tests on unirradiated Zircaloy-4 tubes. The results are compared to the literature which shows the reproducibility of the model, which further supports its validity. / I torrt mellanförvar av använt kärnbränsle så är termisk krypning en av de främsta farhågorna för kapslingens fysiska integritet genom sönderfallsvärmen från klyvningsprodukter och andra aktinider, samt det förhöjda interna trycket i kapslingen som är närvarande efter utbränning. Åtskillig forskning har gjorts på antingen tomma kapslingsrör som är bestrålade i en forskningsreaktor, eller på använt bränsle där bränslekutsen är urborrad innan undersökning. Denna typ av forskning utelämnar effekten av kuts-kapsling bindningen som uppstår under uppbränning, där bindningen kan ha en betydande effekt på kapslingens beteende under termisk krypning. Därför så dedikeras detta arbete till att konstruera och validera en experimentell modell som är designad till att utföra tester av termisk krypning på opåverkat använt bränsle, där kuts-kapsling bindningslagret fortfarande är intakt, för att lära om bindningslagrets effekt på fenomenet termisk krypning under torrt mellanförvar. Den experimentella modellen är validerad genom ett antal kvalificeringstester, samt en serie av kruypningstester på obestrålade Zircaloy-4 rör. Resultaten är jämförda mot litteraturen, vilket visar reproducerbarheten hos modellen, som i sin tur understöder modellens validitet.

Solving radiation shielding problems, i.e. deep penetration problems, is a challenging task from both computation time and resource aspects in field of nuclear engineering. This is mainly because of the complexity of the governing equation for neutral particle transport - Linear Boltzmann Equation (LBE). The LBE includes seven independent variables with presence of integral and differential operators. Moreover, the low successive rate of radiation shielding problem is also challenging for solving such problems. In this dissertation, the Detector Response Function (DRF) methodology is proposed and developed for real-time and accurate radiation shielding calculation. The real-time capability of solving radiation shielding problem is very important for: (1) Safety and monitoring of nuclear systems; (2) Nuclear non-proliferation; and (3) Sensitivity study and Uncertainty quantification. Traditionally, the difficulties of solving radiation problem are: (1) Very long computation time using Monte Carlo method; (2) Extremely large memory requirement for deterministic method; and (3) Re-calculations using hybrid method. Among all of them, the hybrid method, typically Monte Carlo + deterministic, is capable of solving radiation shielding problem more efficiently than either Monte Carlo or deterministic methods. However, none of the aforementioned methods are capable of performing "real-time" radiation shielding calculation. Literature survey reveals a number of investigation on improving or developing efficient methods for radiation shielding calculation. These methods can be categorized by: (1) Using variance reduction techniques to improve successive rate of Monte Carlo method; and (2) Developing numerical techniques to improve convergence rate and avoid unphysical behavior for deterministic method. These methods are considered clever and useful for the radiation transport community. However, real-time radiation shielding calculation capability is still missing although the aforementioned advanced methods are able to accelerate the calculation efficiency significantly. In addition, very few methods are "Physics-based" For example, the mean free path of neutrons are typically orders of magnitude smaller than a nuclear system, i.e. nuclear reactor. Each individual neutron will not travel too far before its history is terminated. This is called the "loosely coupled" nature of nuclear systems. In principle, a radiation shielding problem can be potentially decomposed into pieces and solved more efficient. In the DRF methodology, the DRF coefficients are pre-calculated with dependency of several parameters. These coefficients can be directly coupled with radiation source calculated from other code system, i.e. RAPID (Real-time Analysis for Particle transport and In-situ Detection) code system. With this arrangement, detector/dosimeter response can be calculated on the fly. Thus far, the DRF methodology has been incorporated into the RAPID code system, and applied on four different benchmark problems: (1) The GBC-32 Spent Nuclear Fuel (SNF) cask flooded with water with a $^3$He detector placed on the cask surface; (2) The VENUS-3 experimental Reactor Pressure Vessel (RPV) neutron fluence calculation benchmark problem; (3) RPV dosimetry using the Three-Mile Island Unit-1 (TMI-1) commercial reactor; and (4) A Dry storage SNF cask external dosimetry problem. The results show that dosimeter/detector response or dose value calculations using the DRF methodology are all within $2sigma$ relative statistical uncertainties of MCNP5 + CADIS (Consistent Adjoint Driven Importance Sampling) standard fixed-source calculation. The DRF methodology only requires order of seconds for the dosimeter/detector response or dose value calculations using 1 processor if the DRF coefficients are appropriately prepared. The DRF coefficients can be reused without re-calculations when a model configuration is changed. In contrast, the standard MCNP5 calculations typically require more than an hour using 8 processors, even using the CADIS methodology. The DRF methodology has enabled the capability of real-time radiation shielding calculation. The radiation transport community can be greatly benefited by the development of DRF methodology. Users can easily utilize the DRF methodology to perform parametric studies, sensitivity studies, and uncertainty quantifications. The DRF methodology can be applied on various radiation shielding problems, such as nuclear system monitoring and medical radiation facilities. The appropriate procedure of DRF methodology and necessary parameters on DRF coefficient dependency will be discussed in detail in this dissertation. / Doctor of Philosophy / Since the beginning of nuclear era, enormous amount of radiation applications have been proposed, developed, and applied in our daily life. The radiation is useful and beneficial when they are under control. However, there will be some "unwanted radiation" from these applications, which have to be shielded. For this, radiation shielding has become a very important task. To effectively shield the unwanted radiations, studying the thickness and design of the shields is important. Instead of directly performing experiments, computation is a more affordable and safer approach. The radiation shielding computation is typically an extremely difffficult task due to very limited "communication" between the radiation within the shield and detector outside the shield. In general, it is impractical to simulate the radiation shielding problems directly because the extremely expensive computation resources. Most of interactions of radiation are within the shield while we are only interested in how many of them penetrate through the shield. This is typically called "deep penetration" problems in the radiation transport community.

Submitted by Pedro Silva Filho (pfsilva@ipen.br) on 2018-01-31T16:42:14Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2018-01-31T16:42:14Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior (CAPES) / A deposição de rejeitos radioativos em repositórios geológicos profundos vem sendo estudada nos últimos anos em diversos países. Materiais à base de cimento são utilizados nesses repositórios como material estrutural, matriz de imobilização de rejeitos ou material de preenchimento. Compreender o desempenho desse material é essencial para garantir a segurança da instalação durante o seu tempo de vida útil (de milhares a centenas de milhares de anos, dependendo do tipo de rejeito). Este trabalho objetiva modelar o comportamento em longo prazo do cimento Portland e estudar a influência de diversos fatores na hidratação e na evolução desse material. A modelagem descritiva abordou a hidratação do cimento nas condições ambientais esperadas no repositório e os efeitos desses fatores em propriedades mecânicas, mineralógicas e morfológicas do cimento. Os fatores ambientais considerados relevantes neste trabalho foram: alta temperatura e pressão, penetração de água subterrânea contendo íons quimicamente agressivos ao cimento e a presença do campo de radiação proveniente dos rejeitos. Ensaios acelerados de degradação também foram realizados para corroborar com o modelo descrito. Observou-se uma sinergia entre diversos fatores na degradação do cimento, como a influência da temperatura e da radiação em reações deletérias ao material. O resultado da modelagem apontou três principais possíveis causas de falha nas barreiras artificiais: a) a formação de um caminho preferencial; b) a perda de resistência e coesão do material; e c) o aumento na corrosão das estruturas metálicas. A descrição do modelo apresentada é a base para a modelagem matemática e a análise de segurança dos repositórios estudados no Brasil. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP / CAPES:1231206