Made available in DSpace on 2014-10-09T12:25:35Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:03:43Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06787.pdf: 4759327 bytes, checksum: 684951b3a2da400d6d50eb781069690c (MD5) / Dissertacao [Mestrado] / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:45:59Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:50Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07314.pdf: 4739953 bytes, checksum: a48b44f01cecc873bb2fc11c29573811 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:24:46Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:10Z (GMT). No. of bitstreams: 1 00782.pdf: 1670811 bytes, checksum: bd77b95f1c55b0ee73feddb77b4bba3a (MD5) / Tese (Doutoramento) / IEA/T / Instituto de Energia Atomica

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:47:02Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:38Z (GMT). No. of bitstreams: 1 08285.pdf: 5294618 bytes, checksum: 54177af21437f509ff2b3826c6ca78b8 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:14Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:36Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Para elaborar um programa de proteção radiológica, as instalações radiativas brasileiras devem considerar normas, diretrizes e recomendações nacionais e internacionais que encontram-se em documentos de diferentes organizações publicados nas últimas décadas: Comissão Internacional de Proteção Radiológica (CIPR), Organismo Internacional de Energia Atômica (OIEA) e Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN). Visando a proporcionar a essas instalações o acesso às informações pertinentes de forma rápida, integrada e eficiente, este projeto propõe informatizar e disponibilizar em um só documento os programas de otimização da proteção radiológica unificados, inter-relacionados e em português, fornecendo ao público usuário um veículo completo para fins de pesquisa, consulta e informação. A partir do discernimento do que deve conter cada programa e seu real dimensionamento, foi trabalhado o inter-relacionamento das informações de maneira a satisfazer as normas e recomendações nacionais e internacionais. O projeto inclui conceitos, definições e teoria necessários, além da pesquisa detalhada do conteúdo do programa de otimização, das técnicas de ajuda para tomada de decisão, das doses de radiação e detrimento e das informações relacionadas aos custos de proteção. O conteúdo permite responder a todas as questões que devem ser colocadas na elaboração de um programa de otimização de forma a possibilitar montagem do plano de Proteção Radiológica conforme a situação específica do usuário. Para a informatização dos programas de otimização foram estudadas as possibilidades de acesso à Tecnologia da Informação e Comunicação nas empresas brasileiras, possibilitando identificar o perfil de utilização do sistema e definir a estrutura funcional adequada para a criação das melhores interfaces de ferramentas e recursos, bem como de um projeto de navegabilidade eficaz facilitando a busca de informações. O poder de processamento dos servidores aliado à tecnologia dos bancos de dados relacionais permite correlacionar informações advindas de diferentes fontes, possibilitando consultas complexas com tempo de resposta reduzido. O sistema segue o padrão WEB 2.0, que possibilita a estrutura organizacional necessária para a adequada informatização da proteção radiológica e considera os corretos critérios de indexação da informação para garantir seu reconhecimento pelos motores de busca da internet. O projeto conta com a combinação de várias tecnologias, potencializando os recursos disponíveis em cada uma delas para alcançar os objetivos propostos. Este trabalho experimental lança um cerne inicial para a informatização dos programas de proteção radiológica, informatizando inicialmente os programas de otimização. A investigação do perfil de utilização durante um período de cinco meses possibilitou o levantamento de dados importantes que apontam novas possibilidades para o desenvolvimento da informatização dos programas de proteção radiológica. Pretende-se, a partir dos resultados deste projeto, aprofundar o trabalho de investigação e completar a execução do sistema de informatização. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:34:17Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O IPEN/CNEN-SP fabrica combustíveis para uso no seu reator nuclear de pesquisas, o IEA-R1. Para qualificar os seus combustíveis tem que comprovar o bom desempenho destes sob irradiação. Como o Brasil não possui reator nuclear de pesquisa com altos fluxos de nêutrons ou células quentes apropriadas para a realização de exames pós-irradiação de combustíveis nucleares, o IPEN/CNEN-SP conduziu um programa de qualificação operacional de elementos combustíveis empregando compostos de urânio já internacionalmente testados sob irradiação e qualificados para uso em reatores de pesquisas, obtendo experiência nas etapas de desenvolvimento tecnológico de fabricação de placas combustíveis, irradiação e ensaios não destrutivos pós-irradiação. Foram fabricados e irradiados diretamente no núcleo do IEA-R1, com sucesso, elementos combustíveis contendo dispersões com baixas frações volumétricas de combustível. Entretanto, existem planos no IPEN/CNEN-SP para aumentar a densidade de urânio dos seus combustíveis. O objetivo deste trabalho de tese consistiu no estudo e proposição de aplicação de um conjunto de métodos não destrutivos para a qualificação dos combustíveis a dispersão de U3O8-Al e U3Si2-Al com alta densidade de urânio fabricados no IPEN/CNEN-SP. Para tanto, foram considerados os recursos de irradiação e a aplicação, na piscina do reator IEA-R1, de métodos não destrutivos disponíveis na Instituição. A proposta consiste em especificar, fabricar e irradiar miniplacas combustíveis, nas densidades máximas já qualificadas internacionalmente e efetuar acompanhamento das condições gerais das mesmas, ao longo do período de irradiação, por meio de métodos não destrutivos na piscina do reator. Além dos métodos de inspeção visual e de sipping já empregados na Instituição, foi concluída a infraestrutura para realização de ensaios dimensionais sub-aquáticos para a avaliação do inchamento das miniplacas combustíveis irradiadas. As análises dos resultados darão subsídios para avaliar e decidir a continuidade ou não das irradiações das miniplacas, até que sejam alcançadas as queimas estipuladas para os testes de irradiação no IEA-R1. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Thesis (Sc.D.)--Massachusetts Institute of Technology, Dept. of Nuclear Engineering, 1980. / MICROFICHE COPY AVAILABLE IN ARCHIVES AND SCIENCE. / Bibliography: leaves 289-295. / by Bahman Atefi. / Sc.D.

Thesis (Nucl.E.)--Massachusetts Institute of Technology, Dept. of Nuclear Engineering, 1979. / MICROFICHE COPY AVAILABLE IN ARCHIVES AND SCIENCE. / Includes bibliographical references. / by John A. Bernard, Jr. / Nucl.E.

<p>  </p> <p>Transition to a sustainable power grid entails the use of all net-zero carbon emission technology that is currently available. Liquid metal-cooled fast nuclear reactors (LMFRs) are technologies capable of competitively providing power while attaining sustainability and reliability. Uranium-zirconium metallic alloys have been proposed as LMFRs fuels based on the performance of the fuel in experimental scale reactors, achieving up to 20 at.% burn-up. The following phenomena affects the irradiation performance of U-Zr fuels: constituent redistribution, swelling, fuel-cladding mechanical interaction (FCMI), and fuel-cladding chemical interaction (FCCI). Further understanding of these phenomena, and development of predictive models requires data collection of variables such as composition, morphology of the redistribution regions, porosity distribution, porosity morphology, fission gas release, and the relation between local composition and porosity evolution. </p> <p>To achieve this, focused ion beam-scanning electron microscopy (FIB-SEM) serial sectioning was applied to specimens from the different compositional regions developed during constituent redistribution of a U-10 wt.% Zr fuel neutron irradiated to 5.7 at.% burn-up. High-resolution backscattered electron (BSE) micrographs, and energy dispersive spectroscopy (EDS) spectra were obtained for several sections of each specimen. Each section was analyzed to identify the microstructural and compositional evolution in the specimen volume. Three-dimensional porosity and phase volume distribution was obtained using image processing and three-dimensional object classification. The study revealed local segregation of phases within each of the regions, porosity distribution dependency on temperature and local composition, preferential porosity nucleation sites, porosity evolution trends, interconnectivity, possible sinks/nucleation sites for porosity and precipitates, as well as possible mechanisms for fission gas release.</p>

Nuclear and gas turbine power plants, computer chips, and other devices and industries are running hotter than ever for longer than ever. With no apparent end to the trend, the potential arises for a phenomenon known as thermotransport to cause undesirable changes in these high temperature materials. The diffuse-interface method known as the phase-field model is a useful tool in the simulation and prediction of thermotransport driven microstructure evolution in materials. The objective of this work is to develop a phase-field model using practical and empirical properties of thermodynamics and kinetics for simulating the interdiffusion behavior and microstructural evolution of single and multiphase binary alloy system under composition and/or temperature gradients. Simulations are carried out using thermodynamics and kinetics of real systems, such as the U-Zr solid metallic fuel, with emphasis on the temperature dependencies of the kinetics governing diffusional interactions in single-phase systems and microstructural evolution in the presence of multiple driving forces in multi-phase systems. A phase field model is developed describing thermotransport in the γ phase of the U-Zr alloy, a candidate for advanced metallic nuclear fuels. The model is derived using thermodynamics extracted from the CALPHAD database and temperature dependent kinetic parameters associated with thermotransport from the literature. Emphasis is placed upon the importance of the heat of transport, Q*, and atomic mobility, β. Temperature dependencies of each term are estimated from empirical data obtained directly from the literature, coupled with the textbook phenomenological formulae of each parameter. A solution is obtained via a finite volume approach with the aid of the FiPy® partial differential equation solver. Results of the simulations are described based on individual flux contributions from the gradients of both composition and temperature, and are found to be remarkably similar to experimental results from the literature. iv In an additional effort the thermotransport behavior of a binary two-phase alloy is modeled, for the first time, via the phase-field method for a two-phase (γ + β) U-Zr system. The model is similarly built upon CALPHAD thermodynamics describing the γ and β phases of the U-Zr system and thermotransport parameters for the γ phase from literature. A parametric investigation of how the heats of transport for U and Zr in the β phase affect the redistribution is performed, and the interplay between system kinetics and thermodynamics are examined. Importantly, a strict control over the microstructure that is placed into the temperature gradient ( ) is used to eliminate the randomness associated with microstructural evolution from an initially unstable state, allowing an examination of exactly how the β phase thermotransport parameters affect the redistribution behavior of the system. Results are compared to a control scenario in which the system evolves only in the presence of thermodynamic driving forces, and the kinetic parameters that are associated with thermotransport are negligible. In contrast to the single-phase simulations, in the presence of a large thermodynamic drive for phase transformation and stability, the constituent redistribution caused by the thermotransport effect is comparatively smaller.