A model of the generation and release of fission gas, as well as the total swelling over time, was created. It uses an ideal spherical fuel grain with a time-dependent radius. UO2 and quasi-homogeneous SBR MOX fuels were simulated with this model, and the results were compared to a fixed grain radius model of gaseous swelling. Gaseous swelling and fission gas release were calculated for temperatures from 1600 K to 2200 K. The grain growth of UO2 was found to decrease the time needed to saturate the intergranular boundaries as compared to simple diffusion without grain growth. Small temperatures increased the time required for saturation, as did small rates of grain growth. Gaseous swelling was within the range of values found by experimental data.

The objective of this thesis was to design a canister for the disposal of spent nuclear fuel and other high-level waste in deep borehole repositories using currently available and proven oil, gas, and geothermal drilling technology. The canister is suitable for disposal of various waste forms, such as fuel assemblies and vitrified waste. The design addresses real and perceived hazards of transporting and placing high-level waste, in the form of spent reactor fuel, into a deep igneous rock environment with particular emphasis on thermal performance. The proposed boreholes are 3 to 5 km deep, in igneous rock such as granite. The rock must be in a geologically stable area from a volcanic and tectonic standpoint, and it should have low permeability, as shown in recent data taken from a Russian deep borehole. Although deep granite should remain dry, water in flooded boreholes is expected to be reducing, but potentially corrosive to steel. However, the granite and plug are the containment barrier, not the canister itself. The canisters use standard oil drilling casings. The inner diameter is 315.32mm in order to accommodate a PWR assembly with a width of 214mm. At five meters tall, each canister holds one PWR assembly. The canister thickness is 12.19mm, with an outer diameter of 339.7mm. A liner can extend to the bottom of the emplacement zone to aid in retrievability. The liner has an outer diameter of 406.4mm and a thickness of 9.52mm. The standard drill bit used with a liner of this size has an outer diameter of 444.5mm. / Contract number: N62271-97-6-0026. / US Navy (USN) author.

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.

Thesis (Ph. D.)--University of Missouri-Columbia, 2006. / The entire dissertation/thesis text is included in the research.pdf file; the official abstract appears in the short.pdf file (which also appears in the research.pdf); a non-technical general description, or public abstract, appears in the public.pdf file. Title from title screen of research.pdf file viewed on (March 2, 2007) Vita. Includes bibliographical references.

Thesis (Ph. D.)--Oregon State University, 2009. / Printout. Includes bibliographical references (leaves 331-360). Also available on the World Wide Web.

Thesis (M.S. in Nuclear Science and Engineering)--Massachusetts Institute of Technology, 2006. / "May 2006." Description based on title screen as viewed on June 1, 2010. DTIC Descriptor(s): Boreholes, Radioactive Wastes, Disposal, Canisters, Thermal Properties, USSR, Diameters, Thickness, Stability, Permeability, Environments, Corrosion, Drilling, Flooding, Storage, Reactor Fuels, Nuclear Energy, Barriers, Emplacement, Internal, Fuels, Igneous Rock, Geothermy, Drills, Hazards, Performance (Engineering), Water, Theses, Granite, Steel, Containment (General). Includes bibliographical references (p. 122-125). Also available in print.

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