Made available in DSpace on 2014-10-09T12:44:06Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:59Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06910.pdf: 5255495 bytes, checksum: 2b74036eb572f767eaeba0ba5d1da193 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:34:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:10Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares IPEN-CNEN/SP atualmente produz rotineiramente o combustível nuclear necessário para a operação de seu reator de pesquisas IEA-R1. Esse combustível é formado por placas combustíveis contendo núcleos de compósitos U3Si2-Al, obtidas por laminação. O processo de laminação atualmente implantado foi desenvolvido com base em informações obtidas na literatura, as quais foram usadas como premissas para a definição dos atuais procedimentos de fabricação, segundo uma metodologia de caráter essencialmente empírico. Apesar do processo de laminação atual estar perfeitamente estável e reprodutível, ele não é totalmente conhecido. O objetivo deste trabalho é caracterizar o processo de laminação de placas combustíveis adotado pelo IPEN, especificamente no que se refere à evolução dos parâmetros dimensionais da placa combustível em função da sua deformação no processo de laminação. Estão apresentados resultados da evolução das espessuras do núcleo e revestimentos da placa combustível ao longo da sua deformação, assim como dos defeitos terminais, microestrutura e porosidade do núcleo. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

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.

O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares IPEN-CNEN/SP atualmente produz rotineiramente o combustível nuclear necessário para a operação de seu reator de pesquisas IEA-R1. Esse combustível é formado por placas combustíveis contendo núcleos de compósitos U3Si2-Al, obtidas por laminação. O processo de laminação atualmente implantado foi desenvolvido com base em informações obtidas na literatura, as quais foram usadas como premissas para a definição dos atuais procedimentos de fabricação, segundo uma metodologia de caráter essencialmente empírico. Apesar do processo de laminação atual estar perfeitamente estável e reprodutível, ele não é totalmente conhecido. O objetivo deste trabalho é caracterizar o processo de laminação de placas combustíveis adotado pelo IPEN, especificamente no que se refere à evolução dos parâmetros dimensionais da placa combustível em função da sua deformação no processo de laminação. Estão apresentados resultados da evolução das espessuras do núcleo e revestimentos da placa combustível ao longo da sua deformação, assim como dos defeitos terminais, microestrutura e porosidade do núcleo. / The Nuclear and Energy Research Institute - IPEN-CNEN/SP produces routinely the nuclear fuel necessary for operating its research reactor, IEA-R1. This fuel consists of fuel plates containing U3Si2-Al composites as the meat, which are fabricated by rolling. The rolling process currently deployed was developed with base on information obtained from literature, which were used as premises for defining the current manufacturing procedures, according to a methodology with essentially empirical character. Despite the current rolling process to be perfectly stable and highly reproducible, it is not well characterized and therefore is not fully known. The objective of this work is to characterize the rolling process for producing fuel plates, specifically the evolution of dimensional parameters of the fuel plate as a function of its deformation in the rolling process. Results are presented in terms of the evolution of the thickness of the fuel meat and cladding of the fuel plate along the deformation, as well as the terminals defects, microstructure and porosity of the fuel meat.

Nenhuma / Uma das principais etapas na fabricação de combustíveis nucleares tipo placa, para a utilização em reatores de pesquisa e de propulsão naval, consiste no desenvolvimento de métodos e técnicas de ensaios não destrutivos para a avaliação do combustível nuclear durante a fabricação, assim como para análises do combustível pós-irradiação. Os ensaios não destrutivos podem contribuir para a detecção de descontinuidades durante as etapas de fabricação do combustível, como trincas e falhas na união entre o cerrne e o revestimento, que podem provocar a falha do combustível durante o seu uso em reatores nucleares. Métodos de ensaio como visual, radiográfico, correntes parasitas e ultra-som podem ser utilizados para essa finalidade. Neste trabalho foi abordado o uso do ensaio não destrutivo por ultra-som para a avaliação de combustíveis nucleares tipo placa. Devido às pequenas espessuras dos combustíveis tipo placa, assim como aos diferentes materiais presentes nos mesmos, foram utilizados, nos experimentos, transdutores ultra-sônicos de contato com sapatas de atraso e transdutores de imersão. Os ensaios foram realizados em um protótipo de combustível tipo placa constituído por um núcleo de UO2 disperso em uma matriz metálica de aço inoxidável, com revestimento em aço inoxidável. Neste protótipo foram usinados diferentes tipos de refletores artificiais, simulando a presença de descontinuidades naturais. Para os testes com os transdutores de imersão foi desenvolvido um dispositivo para a obtenção do perfil do feixe sônico emitido pelos mesmos, de forma a identificar a região de maior sensibilidade do feixe para o ensaio. Foram ainda fabricadas algumas lentes acústicas para a focalização do feixe, neste caso, sem sucesso. O uso dos diferentes tipos de transdutores ultra-sônicos possibilitou o estabelecimento de uma metodologia para a detecção de descontinuidades com diferentes geometrias e dimensões. O protótipo de combustível desenvolvido para os experimentos demonstrou ser adequado para estudos de sensibilidade do sistema de ensaio. / One of the most important steps in the fabrication processes of plate type nuclear fuels, intended to be used in research reactors or naval propulsion, is the development of nondestructive testing (NDT) methods and techniques for their quality assessment during fabrication and post-irradiation analysis. Those tests can contribute to detect discontinuities such as cracks and fails in meat-cladding junctions, that can lead to failures when installed and used in reactors. Examples of NDT methods that may be used for this purpose are visual inspection, radiography, eddy current and ultrasound. The objective of this study is to present the utilization of ultrasound methods to evaluate plate type nuclear fuels. Due to the small thicknesses of such kind of fuels, as well as the presence of different materials, the ultrasonic transducers used to perform the experiments were immersion type or contact with delay shims. Furthermore, a dummy plate fuel, constituted by a dispersion of UO2 in stainless steel matrix, with stainless steel cladding, was specially constructed. In the surface of such plate, several kinds of artificial reflectors, simulating the presence of natural flaws were machined. For immersion type ultrasonic transducers, a mechanical scanning system was developed to allow the determination of their sonic beam profiles and identification of the highest sensitivity beam region. Additionally, some acoustic lenses, useful to help on beam focalization, were fabricated and used, but the expected performance was not achieved. The use of different kinds of ultrasonic transducers allowed the establishing of a methodology to detect discontinuities of different geometry and sizes. The developed dummy fuel demonstrated to be adequate for the studies of sensitivity of the test system.

A fabricação autóctone de combustível nuclear no Brasil para reatores de teste e pesquisa está restrita ao combustível MTR (Material Test Reactor) tipo placa em dispersão, com uso da liga U3Si2, revestido e disperso em alumínio, desenvolvido pelo IPEN-SP para utilização no reator IEA-R1. Por outro lado, o combustível de UO2 tipo vareta para reatores de potência é fabricado em Rezende (RJ) com tecnologia alemã pela INB, sob licença. Atualmente, o Brasil está realizando dois programas de desenvolvimento de reatores. Um programa é o desenvolvimento, pela CNEN, do reator multipropósito brasileiro (RMB), para teste, pesquisa e produção de radioisótopos. O outro programa é o desenvolvimento do reator de potência para propulsão naval, realizado pela Marinha do Brasil. O presente trabalho apresenta o desenvolvimento e a caracterização de miniplaca combustível monolítica da liga U-2,5Zr-7,5Nb, revestida em zircaloy (Zry), em escala de laboratório. Devido às suas características e propriedades inovadoras, este combustível poderá ser empregado como combustível tanto em reatores de teste, pesquisa e produtores de radioisótopos quanto em reatores de potência de pequeno e médio portes. Assim, este combustível de elevada potencialidade poderá ser empregado nos reatores nacionais ora em desenvolvimento. Neste trabalho, o desenvolvimento do combustível monolítico tipo placa é feito empregando-se a técnica denominada picture-frame, onde se obtém um sanduíche constituído por um monolito da liga U-2,5Zr-7,5Nb acoplado a uma moldura e revestido por chapas de Zry. A liga de U-2,5Zr-7,5Nb foi obtida pela técnica de fusão em forno de indução e, a seguir, o fundido foi vazado em lingoteira retangular de grafite, alcançando-se assim um lingote com dimensões aproximadas de 170 x 50 x 60 mm. O lingote obtido foi laminado a 850 C, com uma redução de 50% em sua espessura, com objetivo de refinar a estrutura bruta de fusão. Amostras cortadas da liga U-2,5Zr-7,5Nb, com dimensões de 20 x 20 x 6 mm, foram colocadas em molduras e chapas de Zry e unidas por solda TIG (Tungsten Inert Gas) em atmosfera de argônio, obtendo-se amostras de 10 mm de espessura, 45 mm de largura e 100 mm de comprimento. Os sanduíches assim obtidos, foram laminados a quente até se alcançar miniplacas com espessura de 2 mm. Finalmente, as miniplacas foram laminadas a frio, com uma redução total de 10%, com espessura final de 1,8 mm. A liga de U-2,5Zr-7,5Nb foi caracterizada física e microestruturalmente pelas técnicas microdureza Vickers, análise de fases por difração de raios X e microestrutura por microscopias óptica e eletrônica de varredura. A miniplaca foi caracterizada física, microestruturalmente pelas técnicas de radiografia de raios X, ensaio de empolamento, dobramento, análise da união metalúrgica do cerne e revestimento por espectrometria de energia dispersiva de raios X, microestrutura por microscopias óptica e eletrônica de varredura, análise das fases presente no cerne por difração de raios X, microdureza Vickers. Foi possível a obtenção da liga U-2,5Zr-7,5Nb com retenção da fase γ e com baixo teor de carbono. As miniplacas obtidas pelo processo de laminação a quente e a frio apresentaram bons resultados quanto a colaminação entre cerne/revestimentos e entre seus revestimentos, a retenção da fase γ da liga se manteve após o processo. / The autocthonal production of nuclear fuel in Brazil for test and research reactors is restricted to MTR (Material Test Reactor) fuel type dispersion plate, using U3Si2 alloy, coated and dispersed in aluminum, developed by IPEN-SP for use in IEA-R1 reactor. Moreover, the UO2 fuel rod type for power reactors is manufactured by Rezende (RJ) with a German technology by INB under license. Currently, Brazil is performing two programs of developing reactors. Currently, Brazil is developing two reactors. One of them is the development, by CNEN, the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), for testing, research and radioisotope production. The other one is the development a power reactor for naval propulsion, conducted by the Brazilian Navy. This dissertation presents the development and characterization of monolithic fuel miniplate alloy U-2.5Zr-7.5Nb, coated in zircaloy (ZRY), on a laboratory scale. Due to its innovative features and properties, this fuel can be used as fuel in both test reactors, research and producing radioisotopes for power reactors as small and medium sizes. Thus, this high potential fuel can be used in domestic reactors currently under development. The development of monolithic fuel plate type is made using the technique called "picture-frame" where a sandwich composed of a monolith alloy U-2.5Zr- 7.5Nb coupled to a frame and coated sheets of Zry is obtained. The alloy U-2.5Zr-7.5Nb was obtained by melting in an induction furnace and then was cast into rectangular ingots of graphite, thus achieving an ingot with approximate dimensions of 170 x 50 x 60 mm. The obtained ingot was hot rolled at 850 C, with a 50 % reduction in thickness, in order to refine the raw structure of fusion. Samples cut from the alloy U-2.5Zr-7.5Nb, with dimensions 20 x 20 x 6 mm were placed in frames and plates Zry and joined by TIG (Tungsten Inert Gas) under an atmosphere of argon, obtaining a set of 10 mm thick, 45 mm wide and 100 mm long. The sandwiches were hot rolled to achieve miniplates with a thickness of 2mm. Finally, the miniplates were cold rolled, with a total reduction of 10%, with a final thickness of 1.8 mm. The alloy U-2,5Zr-75Nb was characterized by physical and microstructural techniques Vickers microhardness, phase analysis by X-ray diffraction and microstructure by optical and scanning electron microscopy. The miniplate was characterized by physical and microstructural techniques of X-ray radiography, blistering test, bending test, analysis of metallurgical union of meat and coating spectrometric energy dispersive X-ray, microstructure by optical and scanning electron, phase analysis of the meat by X-ray and Vickers microhardness. It was possible to obtain the alloy U-2.5Zr-7.5Nb with retained γ phase and low carbon content. Miniplates obtained by hot and cold rolling process showed good results as colamination between core/cladding and between their coats, retention of γ phase in the alloy remained after the process.

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Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2014-11-10T11:30:02Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-11-10T11:30:02Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

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