Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-07-07T14:08:51Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-07-07T14:08:52Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2014 / O pressurizador de um reator nuclear é o dispositivo presente no circuito primário de reatores do tipo PWR que acomoda as oscilações na pressão que o refrigerante sobre quando ocorrem transientes na operação do reator. O objetivo deste trabalho é a análise e modelagem do comportamento pressurizador de um reator compacto. Foi realizada a modelagem simplificada baseada nos aspectos termodinâmicos do refrigerante, nas características geométricas do pressurizador utilizado e no sistema de controle proposto para o conjunto de aquecedores utilizados. As simulações foram realizadas por meio do software Matlab, ferramenta computacional que possibilita trabalhar com variáveis contínuas e discretas, além do uso de declarações e rotinas para obtenção das propriedades termodinâmicas da água e para a determinação de solução raízes de equações não lineares encontradas no decorrer da simulação. Os resultados obtidos forma encontrados com valores presentes em simulações que contemplavam fenômenos mais complexos, como a variação de energia devido à formação de bolhas na região de líquido e a formação de condensado na região de vapor. Estudos de caso foram realizados sobre o desempenho do pressurizador quando sujeito a falhas nos controladores presentes em seus aquecedores por problemas de instrumentação, bem como a análise de propostas diferentes de controladores e por fim é sugerida uma breve análise do fenômeno de elevação ebulioscópica que ocorre no refrigerante devido à presença do ácido bórico, utilizado como absorvedor de nêutrons do reator nuclear e que pode ser considerado um solvente não volátil / The pressurizer of a nuclear reactor is the device located in primary coolant system of PWR that accommodates the oscillations in the pressure of the coolant when transients occur in the operation of the reactor. The subject of this work is the analysis and the modeling of the behavior pressurizer of a compact nuclear reactor. The simplified modeling was done based on thermodynamics properties of the coolant, on the geometric features of the pressurizer and on the control system suggested to the set of heaters. Simulations were done in Matlab, a computational tool that enables the handling of continuous and discrete data, besides the use of statements and routines to request thermodynamics data of water from steam tables and to determine the solution of the roots of non-linear equations observed in the simulation. The results were compared with simulations that contemplate more complex phenomena such as energy changes associated to the motion of bubbles formed in the water region and drops condensed in the steam region. Case studies were done about the performance of the pressurizer when it undergoes to failures in the controllers presented in its heaters due instrumentation problems, as well as the analysis of proposals for different controllers and ultimately it is suggested a simple analysis of the ebullioscopic elevation that happens in the coolant due the presence of boric acid, used as a neutron absorber of the nuclear reactor and considerate as a non-volatile solvent

Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior / The present study aims at developing a partition radiotracer potentially useful for estimating the amount of oil present in the matrix rock, aiming at the evaluation of the Residual Oil Saturation (SOR) in oilfields, provided that the partition coefficient has been previously measured. The radon isotope 222Rn has been chosen as the partition tracer due to two main reasons: 1. it is generated at somewhat different rates in all oil reservoirs since the rocks into which they are imbedded contain some amount of its parents, uranium and thorium; 2. the methods for measuring its concentration in water, using different detection procedures, radon isotope 222Rn are well established since long. Measurement of 222Rn in water matrices have been carried in several samples from different origins: drinking water, underground water, and production water. The sampling sites were distributed between the Belo Horizonte and Nova Lima municipalities, and the assarongongo oilfield in the State of Bahia. For the specific activity measurement the Lucas cell (a radon detection system based on the scintillation caused by the emitted alpha particles) has been utilized. Tests have been carried with the isotope 222Rn, as a radiotracer. Hence, the partition coefficient (Kp) has been determined in laboratory tests, both with petroleum and other organic species such as toluene, benzene, and octanol. In order to carry these measurements a system based on an instrumental methodology has been developed and implemented; the Flow Injection Analysis (FIA). The testes have been run at a constant flowrate but the residence time and temperature has been varied. The results show that such variations in the residence time and temperature can significantly alter the partition coefficient values, and consequently the SOR. The results thus obtained point to the feasibility of the natural partition radiotracer method, based on the 222Rn isotope, for the measurement of the remaining in the reservoir would require a larger number of samples than the one used in this work. Some recommendations are advanced for future work, dealing with both analytical and field work 222Rn methodologies. / Neste trabalho foram realizados testes utilizando o radioisótopo 222Rn do radônio, como traçador radioativo potencialmente capaz de quantificar o óleo presente na rocha, com vistas a estimar a Saturação de Óleo Residual (SOR) em campos de produção de petróleo, quando já determinados o seu coeficiente de partição. Optou-se pelo uso do radioisótopo 222Rn do radônio, para ser usado como traçador de partição por duas razões principais: 1. é gerado em maiores ou menores taxas em todos os reservatórios, posto que as rochas do mesmo sempre contêm alguma quantidade de seus precursores: o urânio e o tório; 2. os métodos para a medição de sua concentração em água já estão bem desenvolvidos desde há muito tempo para diferentes tipos de detectores. As análises de 222Rn em água foram efetuadas em diferentes matrizes, tais como água de abastecimento, águas subterrâneas e águas de poços de produção. As áreas de estudo se concentraram nas cidades de Belo Horizonte, Nova Lima e no campo de produção de petróleo de Cassarongongo (estado da Bahia). Para determinação da sua Atividade Específica utilizou-se a célula de Lucas (sistema de detecção de radônio por cintilação de partículas alfa emitidas). O coeficiente de partição (Kp) foi determinado através de testes de laboratório e foram realizados tanto em fases água e petróleo, como água e outros compostos orgânicos específicos tais como tolueno, benzeno e octanol. Para tais medições foi desenvolvido e implementado um sistema baseado em um método de análise química instrumental: a Análise por Injeção em Fluxo (FIA). Os testes foram realizados à vazão fixa e com diferentes tempos de residência e temperaturas. Os resultados mostraram que variações no tempo de residência e na temperatura podem afetar significativamente os valores de coeficiente de partição e como conseqüência a SOR. Através deste trabalho foi possível indicar a viabilidade do método do traçador de partição natural, o 222Rn, para a quantificação da SOR, embora o número de amostras medidas neste trabalho não tenha sido suficientes para uma determinação precisa da quantidade de óleo em reservatórios. Algumas recomendações tanto sobre as metodologias analíticas como de campo foram também apresentadas.

Este trabalho apresenta um extenso estudo experimental das características elétricas de um laser de Cu-HBr com o objetivo de determinar as condições de operação que permitem obter máxima potência média e eficiência do laser. Medidas das formas de onda da tensão e corrente de descarga foram realizadas para vários parâmetros importantes de operação do laser: freqüência de repetição de pulsos, tensão de carga, circuito elétrico de excitação e diferentes misturas de gases (Neônio puro, Neônio/HBr e Ne/HBr/Cu). Comparando as medidas para diferentes misturas de gases, foi possível identificar a influência da composição do gás em importantes parâmetros de descarga, tais como: tensão de ruptura, tensão de sustentação, corrente máxima e densidade residual de elétrons. Os resultados experimentais obtidos indicam que a máxima eficiência de conversão do laser ocorre para um campo elétrico efetivo de descarga muito bem definido. Este campo elétrico, por sua vez, depende da densidade residual de elétrons que assume um intervalo no qual o laser opera nas condições ótimas de potência média e eficiência. Foi determinado a maneira pela qual os diferentes parâmetros do laser influenciam esta densidadade residual de elétrons, e foi mostrado que é possível operar o laser com a máxima eficiência em diferentes condições de operação. Embora nestas condições ótimas a energia do pulso de laser permaneça constante, demonstrou-se que a largura do pulso e a potência instantânea máxima do laser variam de forma acentuada. Assim, os resultados deste trabalho mostram que é possível controlar muito bem as características da radiação emitida pelo laser mantendo a eficiência de conversão de energia.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2015-01-23T12:19:54Z No. of bitstreams: 1 FÁBIO STAUDE D.pdf: 1295889 bytes, checksum: cc35eb0192005f2870cf447b2e8e33e5 (MD5) / Made available in DSpace on 2015-01-23T12:19:54Z (GMT). No. of bitstreams: 1 FÁBIO STAUDE D.pdf: 1295889 bytes, checksum: cc35eb0192005f2870cf447b2e8e33e5 (MD5) Previous issue date: 2014-06-05 / A importância da cooperação interorganizacional dentro do processo de inovação tem sido cada vez mais reconhecida. De fato, todas as organizações, em algum momento, precisam considerar fontes externas de recursos como insumos para o processo de construção de competência tecnológica. Nesse sentido, através de um estudo de caso detalhado, esta tese analisa teórica e empiricamente como iniciativas colaborativas têm apoiado o órgão regulador nuclear brasileiro no desenvolvimento e implementação de inovações, a fim de verificar a relação positiva entre a colaboração e o desempenho inovativo organizacional. Ressaltando a importância tanto de fontes internas de conhecimento como da participação externa, o presente estudo envolveu a análise de documentos, levantamento preliminar de dados e entrevistas semiestruturadas com técnicos do órgão regulador responsável pela inspeção e controle de instalações e atividades associadas à utilização de fontes de radiação nas áreas médica, industrial e de pesquisa. A tese demonstra que as inovações desenvolvidas e implementadas na área de proteção radiológica e segurança nuclear brasileira estão associadas a iniciativas colaborativas voltadas ao aprimoramento da capacidade organizacional para cumprir suas obrigações de segurança, fornecendo algumas implicações significativas para os gestores envolvidos com a gestão da inovação. Os resultados também identificaram atores com um grau significativo de influência no processo de inovação. O estudo revela que o apoio prestado por esses atores tem uma forte influência sobre o desempenho inovativo do órgão regulador nuclear brasileiro, o que sugere que o Brasil deve adotar modelos mais interativos de inovação e transferência de conhecimento. Além disso, os resultados da pesquisa demonstram que esses atores-chave podem ter um papel relevante no contexto dos regimes de informação vigentes em sistemas setoriais de inovação. / The importance of inter-organisational cooperation within the innovation process has been increasingly recognized. In fact, all organisations, at some point, need to look to external sources for inputs to the process of building up technological competence. In this sense, through a detailed case study, this thesis examine theoretical and empirically how collaborative initiatives have supported the Brazilian nuclear regulatory body in the development and implementation of innovations, in order to verify the positive relationship between the collaboration and the organisational innovation performance. Emphasizing the importance of both internal sources of knowledge and external participation, the study encompasses documentary analysis, a preliminary survey and semi-structured interviews with the regulatory body employers in charge of controlling medical and research facilities and activities involving radiation sources. The thesis demonstrates that innovations developed and implemented in the Brazilian nuclear safety and security area are associated with collaborative initiatives, in order to improve the organizational capability to fulfill safety obligations, providing some important implications for regulatory body managers concerned with the management of innovation. The findings also identified actors with a significant degree of influence in the innovation process. The result reveals that the support provided by these actors has a significant influence on the innovation performance of the Brazilian nuclear regulatory body, suggesting that Brazil should adopt more interactive models of innovation and knowledge transfer. In addition, the findings show that these key actors can play a very distinctive role in the context of sectoral systems of innovation information regime.

As propriedades dosimétricas principais do jade e dos silicatos brasileiros da família do jade foram estudadas para aplicações em processos de radiação de doses altas. Jade é uma denominação comum a dois silicatos diferentes: jadeita, NaAl(Si2O6), e nefrita, Ca2(Mg, Fe)5(Si4O11)2 (OH)2, que pertencem respectivamente à subclasse dos piroxênios e anfibólios. As amostras de jade, estudadas neste trabalho, são provenientes da Áustria, Nova Zelândia, Estados Unidos e Brasil. Os silicatos brasileiros da família do jade estudados neste trabalho foram os anfibólios: tremolita,Ca2Mg5(Si4O11)2(OH)2 e actinolita, Ca2Fe5(Si4O11)2(OH)2; e os piroxênios: rodonita, MnSiO3 e diopsídio, CaMg(Si2O6). A composição mineralógica e química foi obtida pelas técnicas de análise por ativação com nêutrons e difração de raios X. As propriedades dosimétricas principais (curvas de emissão, curvas de calibração, dose mínima detectável, dependência angular e energética, entre outras) foram estudadas, utilizando as técnicas de termoluminescência, emissão exoeletrônica termicamente estimulada e ressonância paramagnética eletrônica. As amostras de jade-Teflon e as amostras de silicatos-Teflon apresentam pelo menos dois picos TL, um em torno de 115°C (pico 1) e outro próximo de 210°C (pico 2). As curvas de calibração (TL) dos materiais estudados apresentaram comportamento linear na faixa de 0,5Gy a 1kGy. O pico de emissão TSEE ocorre em 240°C para todas as amostras e as curvas de calibração apresentaram comportamento sublinear na faixa entre 100Gy e 20kGy. No caso da técnica de RPE, apenas o jade originário dos Estados Unidos tem potencial de aplicação em dosimetria das radiações. Além disso, ainda foi realizada uma simulação computacional estática dos prováveis defeitos intrínsecos e extrínsecos presentes na rodonita. Entre os defeitos básicos, o defeito Schottky do MnSiO3 é o mais provável de ocorrer e, entre os defeitos extrínsecos, os dopantes bivalentes e trivalentes apresentam uma possibilidade maior de inserção na rodonita. / The main dosimetric properties of jade and of Brazilian silicates of the jade family were studied for application in radiation dosimetry of high doses. Jade is a common denomination of two different silicates: jadeite, NaAl(Si2O6), and nephrite, Ca2(Mg, Fe)5(Si4O11)2 (OH)2, that belong to the subclasses of the pyroxenes and amphiboles respectively. The jade samples studied in this work were from: Austria, New Zealand, United States and Brazil. The Brazilian silicates of the jade family studied in this work were the amphiboles: tremolite,Ca2Mg5(Si4O11)2(OH)2 e actinolite, Ca2Fe5(Si4O11)2(OH)2; and the pyroxenes: rhodonite, MnSiO3 and diopside, CaMg(Si2O6). The mineralogical and chemical composition of these materials were obtained using the neutron activation analysis and X-ray diffraction techniques. The main dosimetric properties (emission curves, calibration curves, reproducibility, lower detection limits, angular and energy dependence, etc) were studied using the thermoluminescent (TL), thermally stimulated exo-emission (TSEE) and electronic paramagnetic ressonance (EPR) techniques. The jade-Teflon and the silicate-Teflon samples present two TL peaks around 115°C (peak 1) and 210°C (peak 2). The calibration curves of the studied materials present a linear behaviour between 0.5Gy and 1kGy. The TSEE emission peak occurs at 240°C for all samples, and the calibration curves present a sublinear behaviour between 100Gy and 20kGy. In the case of the EPR technique, only jade USA has a potencial application for radiation dosimetry. A static computacional simulation of the most probable intrinsic and extrinsic defects in rhodonite was also realized. Among the basic defects, the Schottky defects of rhodonite are the most probable to occur and, among the extrinsic defects, the divalent and trivalent dopants present the best possibility of inclusion in rhodonite.

Neste trabalho são descritos os resultados da produção de lítio pela redução silicotérmica do seu óxido, sob vácuo, à partir do carbonato calcinado, segundo proposta de Kroll-Schlechten(2), ou do espodumênio, conforme proposta de Staufer(3). São descritos ensaios em escala de laboratório, realizados na Escola Politécnica da Universidade de São Paulo e outros, em escala ampliada, realizados em equipamento para fusão de metais, sob vácuo, adaptados para o fim proposto. Estes ensaios em escala ampliada, foram realizados no Instituto de Aeronáutica e Espaço (lAE) do Centro Técnico Aeroespacial (CTA) em São José dos Campos. Os resultados destes ensaios são discutidos e concluiu-se que o processo proposto, pelas suas vantagens ambientais e econômicas, tem boas perspectivas de aplicação industrial, a partir de um melhor desenvolvimento em escala piloto e utilizando-se equipamentos específicos ou adaptando-se o mesmo ao processo Pidgeon, utilizado para a produção silicotérmica do magnésio. O trabalho experimental é precedido por uma revisão sobre processos de obtenção e propriedades do lítio metálico e seus compostos, destacando-se suas potencialidades no campo das baterias, física nuclear e ligas de aplicação aeroespacial.

O presente trabalho consiste no desenvolvimento de um programa computacional para simulação de transitórios provocados por paradas de bombas de circulação de refrigerante do núcleo de reatores nucleares e o acoplamento do modelo a circuitos hidráulicos típicos de reatores PWR. O programa fornece a variação temporal da vazão, rotação, torque elétrico e hidráulico e altura dinâmica das bombas para diversas situações operacionais ou acidentais. Pode ser utilizado para qualquer combinação de bombas ativas ou inativas. A verificação do modelo foi feita através de testes realizados com dados da usina nuclear de Angra-I e os resultados podem ser considerados satisfatórios quando comparados àqueles apresentados no relatório final de Angra, FSAR.

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

Fez-se uma revisão bibliográfica de algumas versões do processo thorex-ácido para o reprocessamento dos diferentes combustíveis de tório existentes.Os fluxogramas das diferentes etapas do processo foram avaliados em experimentos com misturadores-decantadores. Considerou-se o tratamento de um combustível de tório de baixa queima, relação em massa Th/U ';V 100/1, proposto para uma fase inicial da implantação de reatores rápidos regeneradores para o Brasil. Estudou-se o comportamento de alguns produtos de fissão com a utilização de traçadores radioativos. Foram necessárias modificações nas variáveis de processo a fim de se obter baixas perdas de 233U e 232Th. Propõe-se um fluxograma thorex-ácido modificado, para o tratamento de combustíveis de tório, avaliado em um ciclo completo de operação. Obteve-se elevados fatores de descontaminação de tório em urânio, com uma razoável descontaminação de urânio em tório.

Os polímeros inorgânicos conhecidos como geopolímeros são aluminossilicatos que têm excelentes propriedades físicas e químicas para uma vasta gama de aplicações, incluindo os elementos estruturais e não estruturais, materiais para conter e imobilizar resíduos tóxicos, perigosos e radioativos, cerâmicos refratários anti-chama e resistentes para construção civil, aeronaves e indústria de energia nuclear. Como material estrutural, quando utilizado em um ambiente com radiação ionizante, pode também servir como blindagem a essa radiação. Neste caso, a adição de substâncias com propriedades de absorção de certos tipos de radiação pode melhorar o desempenho do geopolímero como material de blindagem à radiação ionizante, tais como: substâncias de número atômico elevado que promovem a absorção fotoelétrica ou elementos com uma elevada seção de choque de captura de nêutrons térmicos. Nesta dissertação o geopolímero G20 puro (proporção Si:Al de 20:1) e com aditivo de cloreto de cádmio e cloreto de bário na proporção de 10 % em massa tem as suas propriedades de blindagem à radiação ionizante de origem cósmica avaliada, visando a sua aplicação como blindagem a esta radiação no espaço e na atmosfera terrestre. Considerando o alto custo e as dificuldades para a obtenção de fontes de radiação com a composição e a energia da RC existente no espaço e na atmosfera da Terra em altitudes voos de aeronaves de alto teto operacional, a metodologia utilizada na avaliação deste material como blindagem foi a realização de experimentos de irradiação com fontes radioativas convencionais, sob condições controladas e em geometrias simples cujos resultados são previstos teoricamente e, em seguida, a simulação computacional para fluxos isotrópicos de partículas de alta energia da radiação cósmica no espaço e na atmosfera. Assim, experimentos de transmissão em geometria de feixe estreito colimado foram realizadas com uma fonte radioativa de nêutrons composta de 241Am-Be e um conjunto de fontes convencionais de radiação gama, a fim de certificar a descrição microscópica da blindagem de geopolímero puro e aditivado a ser utilizada nas simulações computacionais (materiais e seções de choque) e sua eficácia como blindagem (coeficientes de transmissão). Com base nesta descrição da blindagem, simulações de Monte Carlo foram realizados avaliando em particular a radiação secundária produzida por lâminas de geopolímero (puro e com 10 % em peso de CdCl2 ou BaCl2) submetidos à fluência de um espectro típico de radiação cósmica aprisionada incidente em um satélite de baixa órbita (LEO) e o espectro de partículas típico na atmosfera a 10 km de altitude. O efeito principal da adição de BaCl2, no material de base geopolimérico é a remoção mais eficaz de radiação gama e de elétrons secundários com energias abaixo de 200 keV. O efeito principal da adição de CdCl2 no material de base geopolímero é o mesmo para o primeiro aditivo e, ainda, acrescido da redução da transmissão de nêutrons térmicos. No entanto, para a redução da dose devido à radiação cósmica primária, estes efeitos não foram significativos, uma vez que a maior contribuição para a dose da RC é devida a partículas ionizantes de alta energia transmitidas e, também, devido à radiação secundária com energia acima de 1 MeV produzida no material de blindagem. Portanto, para a blindagem da RC no espaço, independentemente dos aditivos, o geopolímero têm o comportamento similar ao do alumínio, sem grandes vantagens sobre este material de referência. O mesmo se aplica ao uso aeronáutico, exceto a remoção de nêutrons térmicos, quando da adição de cádmio.