O IPEN-CNEN/SP produz o combustível para suprir o seu reator nuclear de pesquisas IEA-R1. O combustível é montado a partir de placas combustíveis contendo um núcleo do compósito U3Si2-Al. Uma boa homogeneidade na distribuição de urânio no núcleo da placa combustível é essencial, pois garante um bom desempenho sob irradiação. Considerando a baixa potência do reator IEA-R1, atualmente, a distribuição de urânio na placa combustível é avaliada apenas por meio de inspeção visual de radiografias. Contudo, tendo em vista a possibilidade do IPEN fabricar o combustível para o novo Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), que terá potência elevada, tornou-se inadiável o desenvolvimento de uma metodologia para determinar quantitativamente a homogeneidade da distribuição de urânio no combustível. Este trabalho apresenta uma metodologia baseada na atenuação de raios X para quantificar a distribuição da concentração de urânio no núcleo da placa combustível, por meio da análise da densidade óptica de radiografias e comparação com padrões. Os resultados demonstraram a não aplicabilidade do método, considerando a especificação atual para as placas combustíveis, devido ao alto valor do erro intrínseco ao método. Contudo, o estudo dos erros envolvidos na metodologia, buscando aumentar a sua exatidão e precisão, pode viabilizar a aplicação do método para qualificar o produto final. / IPEN/CNEN-SP produces the fuel to supply its nuclear research reactor IEA-R1. The fuel is assembled with fuel plates containing an U3Si2-Al composite meat. A good homogeneity in the uranium distribution inside the fuel plate meat is important from the standpoint of irradiation performance. Considering the lower power of reactor IEA-R1, the uranium distribution in the fuel plate has been evaluated only by visual inspection of radiographs. However, with the possibility of IPEN to manufacture the fuel for the new Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), with higher power, it urges to develop a methodology to determine quantitatively the uranium distribution into the fuel. This paper presents a methodology based on X-ray attenuation, in order to quantify the uranium concentration distribution in the meat of the fuel plate by using optical densities in radiographs and comparison with standards. The results demonstrated the inapplicability of the method, considering the current specification for the fuel plates due to the high intrinsic error to the method. However, the study of the errors involved in the methodology, seeking to increase their accuracy and precision, can enable the application of the method to qualify the final product.

Foram fabricadas amostras de placas combustíveis contendo núcleos de cermets U3O8-Al com concentrações de U3O8 variando de 10 a 90% em peso (3,4 a 55,5% em volume). Amostras contendo núcleos com 58% em peso de U3O8, foram fabricadas a partir de compactados com densidades variando de 75 a 95% da densidade teórica. É discutida a influência da concentração de U3O8 e da porosidade do compactado de partida sobre a porosidade e uniformidade da espessura do núcleo obtido. Os núcleos U3O8-Al foram submetidos a ensaios de corrosão por água deionizada nas temperaturas 30, 50, 70 e 90°C, onde os núcleos foram expostos através de um defeito artificial produzido no revestimento. Os resultados obtidos mostram que a corrosão dos núcleos é acompanhada pela liberação de hidrogênio. O volume total de hidrogênio liberado (V) e o tempo transcorrido até que seja observado o início da liberação de hidrogênio (tempo de incubação ti, são dependentes da porosidade do núcleo e da temperatura absoluta (T), podendo ser descritos pelas equações: V = K1 eα1 P - K2 T eα2 P e ti = eK1 + K2 P + K3 / T + K4 P / T onde P é a fração volumétrica de vazios (porosidade) e K1, K2, K3,K4, α1 e α2 são constantes. É proposto e discutido um mecanismo para o processo de corrosão de núcleos U3O8-Al. O revestimento das amostras de placas combustíveis foi submetido a ensaios de corrosão sob condições similares às encontradas no reator IEA-R1 operando às potências de 2 MW, 5 MW e 10 MW. Foi verificado o efeito da presença de heterogeneidades superficiais e de um tratamento de limpeza química sobre o comportamento da corrosão do revestimento. Os resultados obtidos mostram que a corrosão é regulada pela dissolução/erosão da camada de óxido formada e segue lei linear para as três condições de testes e que a presença de heterogeneidades superficiais ou o tratamento de limpeza química não alteram significativamente a corrosão do revestimento para tempos de exposição de até 20 dias. Estão apresentadas as velocidades de corrosão e as espessuras das camadas de óxido observadas nos três ensaios efetuados. Não foi observado ataque localizado significativo. / Fuel plate specimens containing U3O8-Al cermet cores were fabricated with the U3O8 concentration varying between 10 and 90% by weight (3.4 to 55.5% in volume). Fuel plate specimens containing 58% U3O8 by weight were also fabricated from compacts with densities varying between 75 and 95% of the theoretical density. The influence of U308 concentration and porosity of the initial compact on the porosity and uniformity of thickness of the core are discussed. The U3O8-Al cores were corrosion tested in deionized water at 30, 50, 70 and 90°C, where in the cores were exposed to the deionized water by means of an artificially produced cladding defect. The results indicate that core corrosion is accompanied by hydrogen evolution. The total volume of hydrogen evolued (V) and the time to initiation of hydrogen evolution (incubation time ti), vary with the porosity of the core and temperature (T), according to equations: V = K1 eα1 P - K2 T eα2 P e ti = eK1 + K2 P + K3 / T + K4 P / T where P is the volumetric fraction of pores and K1, K2, K3,K4, α1 e α2, are constants. A mechanism for the U3O8-Al core corrosion has been proposed and discussed. The cladding of the fuel plats specimens was also corrosion tested under conditions similar to those encountered in the IEA-R1 reactor operating at 2, 5 and 10 MW. The effect of the presence of surface heterogeneities and a chemical surface treatment on the corrosion behavior of the cladding have been studied. The results reveal that the corrosion is regulated by dissolution/erosion of the oxide layer, and follows a linear law under the three test conditions. The presence of surface heterogeneities or the chemical surface treatment did not significantly alter the cladding corrosion for test times of up to 20 days. The corrosion rates and the oxide layer thicknesses observed under the three test conditions are also presented. No significant localized attack was observed.

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Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:24Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:02:10Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Um dos componentes mais importantes de um Reator Nuclear é o Combustível Nuclear. Atualmente, o mais avançado combustível comercial, cuja aplicabilidade nos reatores brasileiros vem sendo desenvolvida pelo IPEN desde 1985, é o siliceto de urânio U3Si2. Este é formado por placas combustíveis com núcleos de dispersão (onde o material físsil (U3Si2) é disperso homogeneamente em uma matriz de alumínio) revestidos por alumínio. Tal combustível é produzido no Brasil com tecnologia totalmente nacional, resultado do esforço realizado pelo grupo de fabricação de combustíveis nucleares (CCN Centro do Combustível Nuclear) do IPEN. Diante da necessidade do aumento da potência do reator IEA-R1 e da construção do Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), para a produção de radioisótopos principalmente para fins na área da medicina , haverá significativo aumento na produção deste combustível nuclear no IPEN. Em face desta conjuntura, faz-se necessário o desenvolvimento de técnicas de qualificação mais modernas e automatizadas. Visando a este objetivo, neste trabalho foi desenvolvido um novo método computacional de medição de espessuras de núcleos e revestimentos de placas combustíveis, o qual é capaz de realizar tais medidas em tempo menor e com dados estatísticos mais significativos, quando comparado com o método atual de medição. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

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