Submitted by Dominick Jesus (dominickdejesus@hotmail.com) on 2016-02-05T18:56:03Z No. of bitstreams: 2 Dissertação_Flávia Machado Durgante.pdf: 1850407 bytes, checksum: eaf46de345b31daa697ee3bcfbccbf12 (MD5) license_rdf: 23148 bytes, checksum: 9da0b6dfac957114c6a7714714b86306 (MD5) / Made available in DSpace on 2016-02-05T18:56:03Z (GMT). No. of bitstreams: 2 Dissertação_Flávia Machado Durgante.pdf: 1850407 bytes, checksum: eaf46de345b31daa697ee3bcfbccbf12 (MD5) license_rdf: 23148 bytes, checksum: 9da0b6dfac957114c6a7714714b86306 (MD5) Previous issue date: 2011-03-14 / Conselho Nacional de Pesquisa e Desenvolvimento Científico e Tecnológico - CNPq / Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado do Amazonas - FAPEAM / The combined use of high technology instruments and appropriate techniques for discriminating tree species isnecessary to improve the biodiversity inventory system in tropical countries. This study was carried out to verify the performance of C and N isotopes ratios, the total leaf concentration values of C and N (%) and near-infrared spectroscopy readings as indicators to discriminate eight species of Eschweilera and two of Corythophora of the Brazilian Amazon. It was observed that the isotopes analysis and the leaf N and C concentrationswere not reliable enough to discriminate the studied species. However, the near infrared spectroscopy (FT-NIRS) presented an outstanding performance; therefore, it seems to be a promising tool to improve tree species discrimination system. Utilizing thirty-six spectral readings to represent an individual, we obtained 99.4% of correct species discrimination. When only one spectral reading from any part of the leaf was used, the correct discrimination reached 97.1 %.In the near future, a portable FT-NIRS, for instance, could be used in forest inventory data collection. The only requirement is the memory feeding, which should be done using the most reliable and consistent botanical identification of the most abundant Amazonian tree species. This process should be refined over time with the feedback from new inventories. By any means, the use of FT-NIRS has demonstrated that it is much more reliable than the rule of thumb highly practiced for tree identification during forest inventory carried out in the Brazilian Amazon. / Combinar alta tecnologia e técnicas apropriadas para discriminar espécies florestais é necessário para aprimorar o sistema de inventário da biodiversidade em países tropicais. Este estudo foi realizado para verificar o desempenho da razão isotópica 13C e 1 5 N, os valores de concentração totais de N e C (%) e a espectroscopia no infravermelho próximo (NIRs) nas folhas como indicadores para discriminar 8 espécies de Eschweilera e duas de Corythophorada Amazônia. Pôde-se observar que as análises isotópicas e a concentração de N e C foliar não são suficientes para distinguir espécies do mesmo gênero. A espectroscopia no infravermelho próximo (FT-NIRS), no entanto, apresentou excelente desempenho, destacando-se como uma ferramenta promissora para aprimorar o sistema de discriminação de espécies. Ao utilizar a média de 36 leituras espectrais para representar um indivíduo, obteve-se 99,4% de discriminação das espécies. Com apenas uma leitura espectral por indivíduo, foi encontrado uma taxa de discriminação de 97,1%. Num futuro próximo, um FT-NIRS portátil, por exemplo, poderá ser utilizado na floresta para coletar os dados de inventários. A única exigência é a alimentação da memória, que deve ser realizada com a identificação mais confiável e consistente dos botânicos, com as mais abundantes espécies arbóreas amazônicas. Este processo deve ser aperfeiçoado ao longo do tempo em novos inventários. De qualquer modo, o uso do NIRS demonstrou ser mais confiável do que a prática duvidosa de identificação utilizada em muitos inventários na Amazônia Brasileira.

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.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2015-01-06T14:40:18Z No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2014 Alexandre Soares.pdf: 4924692 bytes, checksum: 9690f1916310052f66cbc6e41f71c443 (MD5) / Made available in DSpace on 2015-01-06T14:40:18Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2014 Alexandre Soares.pdf: 4924692 bytes, checksum: 9690f1916310052f66cbc6e41f71c443 (MD5) Previous issue date: 2014-11 / O presente trabalho propões um estudo de um acidente com perda de refrigerante de um reator PWR através de um Simulador de Escopo Completo e do código computacional RELAP. Para tal, foi considerado um acidente com perda de refrigerante com área de quebra de 160 cm2 na perna fria do circuito 20 do sistema de refrigeração do reator da planta da Usina Nuclear de Angra 2, com o reator operando em condições estacionária, a 100% de potência. Foi admitido ainda, que ocorreu simultaneamente a perda de Suprimento Externo de Energia Elétrica e que a disponibilidade do Sistema de Refrigeração de Emergência do Núcleo não era plena. Os resultados obtidos apresentam-se bastante relevantes e com possibilidade de serem usados no planejamento de atividades futuras, visto que a construção de Angra 3 se apresenta em andamento e se assemelha a Angra 2. / The present paper porposes a study of a loss of coolant accident of a PWR reactor through a Full Scope Simulator and computational code RELAP. To this end, it considered a loss of coolant accident with 160 cm2 breaking area in cold leg of 20 circuit of the reactor cooling system of nuclear power plant Angra 2, with the reactor operating in stationary condition, to 100% power. It considered that occurred at the same time the loss of External Power Supply and the availability of emergency cooling system was not full. The results obtained are quite relevant and with the possibility of being used in the planning of future activities, given that the construction of Angra 3 is underway and resembles the Angra 2.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2015-01-21T16:32:05Z No. of bitstreams: 1 MILTON SOARES D.pdf: 6549050 bytes, checksum: 71106da0f06535bc051b1128cf9f0524 (MD5) / Made available in DSpace on 2015-01-21T16:32:05Z (GMT). No. of bitstreams: 1 MILTON SOARES D.pdf: 6549050 bytes, checksum: 71106da0f06535bc051b1128cf9f0524 (MD5) Previous issue date: 2014-12 / As incrustações que se formam nas paredes internas dos dutos de transporte do produto extraído dos poços marítimos de petróleo é motivo de grande prejuízo para as companhias exploradoras e em alguns casos até mesmo de segurança. A consequência dessas incrustações é a diminuição da seção reta do duto que causa a diminuição da vazão de extração e pode também causar um aumento da pressão no interior do poço, com graves consequências para a segurança. O objetivo deste trabalho é propor um sistema de inspeção móvel, que pode ser transportado por robôs submarinos para inspecionar as linhas de dutos nas saídas dos poços de petróleo. O método de medida a ser adotado será o da atenuação da transmissão de um feixe de raios gama que fará uma única leitura em uma posição pré-determinada e nos dará como resultado a informação se a espessura da incrustação é maior ou menor do que um valor pré-determinado. Para a realização das medidas foi projetado e construído um sistema eletrônico composto de fonte de alimentação, amplificador, analisador monocanal e contador que foi acoplado a um detector cintilador de CsI com fotodiodo PIN. O sistema de medida foi ajustado para realizar medidas com precisão constante de ±1%. Nos testes realizados durante a pesquisa ficou demonstrado a eficácia do método proposto com os resultados obtidos com uma seção de tudo de aço carbono de 270 mm de diâmetro, retirado do campo, com incrustações assimétricas de BaSO4. / The scale formed over the inner walls of the ducts conveying the extracted product from offshore oil wells is a major cause of losses to companies and in some cases even the safety is affected. The consequence of such fouling is the duct´s square section reduction that causes extraction flow decrease and can also cause an increase in pressure inside the well, with serious consequences for safety. The objective of this work is to propose a mobile inspection system, which can be transported by underwater robots to inspect the lines of ducts in the outputs of the oil wells. The measurement method to be adopted will be the gamma rays´ beam attenuation at a predetermined position of the pipe. This transmission value compared to a clear pipe reading will show if the thickness of the inlay is larger or smaller than an assumed thickness. To carry out the measurements it was designed and built an electronic system comprising power supply, amplifier, single channel analyzer and a counter timer that was connected to a CsI scintillator detector coupled to a PIN photodiode. The system was set up to perform measurements with constant accuracy of ±1%. Tests during the study demonstrated the effectiveness of the proposed method with the obtained results with a carbon steel duct section of 270 mm diameter, removed from the field, with asymmetric BaSO4 inlay.

Nenhuma / The IPR-R1 TRIGA Mark I nuclear research reactor, at the Nuclear Technology Development Center (CDTN), is a pool type reactor cooling by light water. TRIGA reactors (Training, Research, Isotope, General Atomics) were designed for research, training and radioisotope production. The International Atomic Energy Agency (IAEA) recommends the use of safety and friendly interfaces for monitoring and controlling the operational parameters of the nuclear reactors. In this context, a system to simulate the neutron evolution flux of the TRIGA IPR-R1 reactor (TRIGA Simulator System - Sistema Simulador TRIGA) was developed using the LabVIEW software, considering the modern concept of virtual instruments (VIs) using electronic processor and visual interface in video monitor, with the objective of assisting the reactor operator training, allowing to study, to observe, and to analyze the behavior, and the tendency of some processes occurring in the reactor. Consequently the reactor operation parameters can be simulated and their relations can be visualized, supporting on the understanding of the interrelation of these parameters and their behavior, promoting a better knowledge of TRIGA IPR-R1 reactor processes. Some scenarios are presented to demonstrate that it is possible to use predetermined values in any parameters to verify its effect in the other ones. Therefore the TRIGA Simulator System (Sistema Simulador TRIGA) will allow the study of parameters, which affect the reactor operation, without the necessity of using the facility, avoiding risk, and reducing costs and operation time. / O reator nuclear de pesquisa TRIGA IPR-R1 Mark I, do Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN), é um reator do tipo piscina refrigerado à água leve. Os reatores TRIGA (Training, Research, Isotope, General Atomics) foram projetados para pesquisa, treinamento e produção de radioisótopos. A Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA) recomenda o uso de interfaces amigáveis e seguras para o monitoramento e controle dos parâmetros operacionais dos reatores nucleares. Inserido neste contexto, um sistema para simulação da evolução do fluxo de nêutrons do reator nuclear de pesquisa TRIGA IPR-R1 (Sistema Simulador TRIGA) foi desenvolvido, utilizando o software LabVIEW, considerando o moderno conceito de instrumentos virtuais (VIs) por meio de processador eletrônico e interface visual em monitor de vídeo, cujo objetivo é auxiliar no treinamento de operadores de reatores, permitindo estudar, observar e analisar o comportamento e a tendência de alguns dos processos que acontecem em um reator. Deste modo, os parâmetros de operação do reator podem ser simulados e seus relacionamentos visualizados, auxiliando no entendimento de como estas variáveis estão interligadas e se comportam, promovendo melhor conhecimento dos processos do reator TRIGA IPR-R1. São apresentados cenários de utilização do Sistema, demonstrando que se podem usar valores determinados em qualquer um dos parâmetros, verificando seu efeito nos demais. Portanto o Sistema Simulador TRIGA possibilitará o estudo de parâmetros que afetam a operação do reator, sem a necessidade de usar a instalação, evitando riscos e minimizando custos e tempo de operação

Nenhuma / A utilização da energia nuclear está presente na geração de energia elétrica, na medicina, na indústria, na agricultura e na pesquisa e desenvolvimento. Todas essas atividades podem gerar rejeitos radioativos. Estes rejeitos são gerenciados e tratados por seus geradores e seu armazenamento definitivo é feito em repositórios. O Programa Nuclear Brasileiro inclui a implantação do Repositório Nacional de Rejeitos, visando garantir o gerenciamento e o armazenamento seguro dos rejeitos radioativos produzidos no território nacional. O Projeto RBMN, sob a responsabilidade da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), tem como objetivo implantar este Repositório até seu licenciamento, o qual será o primeiro da América Latina. O grande desafio do Projeto RBMN é seu gerenciamento, devido, principalmente, à influência do grande número de partes interessadas envolvidas. Gerenciamento de projeto não é uma disciplina nova, existindo desde os primórdios da humanidade. A diversidade de projetos, bem como a complexidade envolvida, é crescente tanto em empresas públicas quanto em empresas privadas. Portanto, a utilização dos princípios e ferramentas do gerenciamento de projetos são de extrema importância para que este Projeto seja bem sucedido. O objetivo deste trabalho foi desenvolver o modelo de gestão a ser utilizado no gerenciamento do Projeto RBMN para proporcionar o entendimento entre os participantes do Projeto sobre o que fazer, quando fazer e como fazer, permitindo sua execução dentro dos requisitos definidos. A elaboração do diagnóstico da situação do Projeto e do plano de crescimento de maturidade, juntamente com a proposição das atividades do Escritório de Gerenciamento de Projeto (EGP), levaram ao desenvolvimento do Modelo de Gestão do Projeto RBMN (MGP-RBMN). O MGP-RBMN apresenta a governança, o ciclo de vida e os processos para a gestão do Projeto RBMN, levando em consideração as especificidades de projetos gerenciados por pesquisadores dentro de instituições públicas. Este modelo de gestão além de potencializar as chances de sucesso do Projeto RBMN permitirá o controle e recuperação de toda a documentação gerada durante o ciclo de vida do Projeto, de forma a apoiar o gerenciamento do repositório pelas gerações futuras. / The use of nuclear energy is present in eletrical power generation, medicine, industry , agriculture and research and development. All these activities can generate radioactive wastes. These wastes are managed and treated by their generators. Their final storage is made in repositories. The Brazilian Nuclear Program includes the implementation of the National Waste Repository, in order to ensure the management and the safe storage of the radioactive wastes produced in the country. Brazilian National Nuclear Energy Commission (CNEN) is responsible for the RBMN Project, which aims to implement and license this repository that will be the first one in Latin America. The great challenge of RBMN Project is to manage it, mainly due to the influence of the large number of stakeholders. Project management is not a new discipline, it exists since the antiquity. The diversity of projects and the complexity involved are increasing in both public and private institutions. Therefore, the use of project management principles and tools are very important for the success of the RBMN Project. The aim of this study was to develop a management model to be applied in the management of RBMN Project to improve the understanding of the stakeholders on what, when and how to do, enabling its execution meeting the defined requirements. The diagnosis of the Project status, the preparation of the growing maturity plan, and the proposal of the for Project Management Office (PMO) resulted in the development of the Project Management Model of the RBMN Project (MGP-RBMN). The MGPRBMN presents the governance, life cycle and the processes to manage the RBMN Project, according the specificities of the management in public research institutions. This management model will enhance the chances of success of RBMN Project and it will enable to control and to recovery all documentation generated during the life cycle of the project, in order to support the management of the repository by future generations

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

Nenhuma / Uma das grandes metas do planejamento estratégico da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) na década de 1990 foi o estabelecimento de um Programa de divulgação, junto à sociedade, dos benefícios da tecnologia de irradiação. Para apoiar este Programa o Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN) colocou em funcionamento, em 2002, o Laboratório de Irradiação Gama LIG. O LIG foi equipado com um irradiador panorâmico de fabricação canadense, que utiliza uma fonte de cobalto-60 estocada a seco, com atividade máxima de projeto de 60.000 Ci. O carregamento dos produtos a serem irradiados nesta instalação se faz, em bateladas, de maneira manual. Desde então o CDTN cumpre o papel de agente de viabilização da tecnologia de irradiação, utilizando o seu irradiador de maneira abrangente para fins comerciais e apoio a projetos de P&D. Este trabalho apresenta uma proposta para a otimização da gerencia de carga do irradiador, através da concepção de um sistema automático de carregamento, online, que possibilitará o processamento de irradiações de curta duração sem a necessidade de desligamento do mesmo. A concepção do sistema, que pode ser considerado uma inovação, abrangeu todos os aspectos técnicos de engenharia, instrumentação, controle, segurança, dosimetria e licenciamento. Por seu ineditismo ele poderá, inclusive, ser disponibilizado para outras instalações do mesmo tipo. Espera-se que o sistema contribua para a melhoria da eficiência do irradiador pela possibilidade do aumento do tempo disponível para irradiação, decorrente da diminuição do número de interrupções do seu funcionamento para carga e descarga. Desta forma poder-se-á, inclusive, aumentar o tempo disponibilizado para P&D que hoje é de, aproximadamente, 20%. / One of the major goals of Brazilian Nuclear Energy Commission (CNEN) strategic plan in the 1990s was the establishment of a media program to promote the benefits of irradiation technology. To support this program the Nuclear Technology Development Center (CDTN) put into operation in 2002 the Gamma Irradiation Laboratory (LIG), equipped with a GB-127(GammaBeam-127). The GB-127 is a dry storage panoramic irradiator with a source capacity of 60,000 curies of Cobalt-60, manufactured by MDS-Nordion in Canada. Since then CDTN became an important player in the irradiation technology dissemination, using its irradiator for commercial purposes and to support R & D projects in a very comprehensively way. This paper presents an optimization proposal by designing an irradiation automatic loading system. Such system will allow the execution of irradiations of short duration without the irradiator shutdown. The innovative system design included all technical engineering aspects, control and instrumentation, radiological safety, dosimetry and licensing. Due to its uniqueness, the concept may even be made available to other facilities of same type. It is expected that the system will contribute to improve the irradiator efficiency. This is due to irradiation time increase because of shutdowns number reduction for loading and unloading operations. In this way the time allotted for R & D which is 20% today could be increased.

No processo atômico de separação isotópica via laseres, o vapor de urânio metálico é gerado pelo aquecimento de um alvo sólido por um feixe de elétrons e iluminado por feixes de laseres, de modo a promover a ionização seletiva do 235U. Posteriormente, estes íons são coletados usando-se um campo eletrostático. O objetivo desta dissertação de Mestrado é o estudo experimental dos processos de geração e expansão do vapor de urânio, visando ajudar a tornar mais eficiente o processo de separação isotópica. Evaporou-se urânio metálico e medidas de fluxos de vapor foram realizadas em função da temperatura da superfície emissora e do ângulo normal a esta superfície. Através de três diferentes técnicas (transmitância de luz, balança analítica e espectroscopia alfa), analisou-se a massa depositada nos coletores. Os resultados obtidos foram ajustados segundo uma função de distribuição e comparados a valores teoricamente previstos.

A utilização de varetas elétricas, diretas ou indiretas, é prática usual nos estudos dos problemas termo-hidráulicos em reatores nucleares. As varetas elétricas, fabricadas com elementos resistivos a base de ligas metálicas, encontram limitações quanto à sua utilização em temperaturas elevadas (acima de 1.000 C) e altos fluxos de calor superficial (250 W/cm2), devido à possibilidade de fusão do elemento resistivo. A utilização de ligas a base de platina e tântalo é uma solução técnica viável, porém, economicamente discutível. O grafite sintético e o conjugado carbono/carbono representam uma alternativa às ligas metálicas, pois são materiais elétricamente condutores e conservam a resistência mecânica em elevadas temperaturas (3.000 C). Foram fabricadas varetas elétricas indiretas com elementos resistivos de grafite sintético e de carbono/carbono. O processo de fabricação utilizado, que inclui o forjamento rotativo, inviabilizou a utilização do grafite sintético, como elemento resistivo, sendo obtidas apenas varetas com elemento resistivo de carbono/carbono. Os ensaios de potência realizados, mostraram que as varetas elétricas, com elemento resistivo de carbono/carbono, apresentam condições de utilização confiáveis, até o valor de 100 W/cm2 e que este valor pode ser superado, mediante uma melhor opção na escolha dos materiais complementares (revestimento e isolante elétrico).