A series of accident simulations were performed using INL's thermal hydraulics code RELAP5-3D to analyze steady-state and transient behavior of a sodium cooled fast reactor. The reactor chosen for this study was General Electric's S-PRISM, which is a 1,000 MWt pool-type sodium-cooled fast reactor, designed for either an Oxide or Metal fueled core. Once key core characteristics including power profiles, reactivity feedback coefficients and delayed neutron parameters were calculated, S-PRISM was redesigned for a Nitride fueled core to take advantage of the Nitride fuel's high thermal conductivity and melting temperature. Loss of flow, loss of heat sink, loss of power and inadvertent control rod withdrawal accidents were simulated for each core at beginning, middle and end of cycle to determine if one fuel type provides significant safety advantages over the others.

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

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 / O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares IPEN-CNEN/SP 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 dispersões U3Si2-Al, obtidas por laminação. As placas combustíveis sofrem um tratamento químico para limpeza de sua superfície, com o objetivo de garantir a remoção de qualquer impureza presente em suas superfícies, incluindo resíduos de urânio. Nos últimos 10 anos foram constatados de forma esporádica aumentos significativos na atividade radioativa da água da piscina do reator IEA-R1. O aumento da atividade no ambiente do reator foi relacionado à entrada na piscina de elementos combustíveis recém-fabricados, entrando em operação. Apesar do processo de tratamento superficial atual estar perfeitamente estável e reprodutível, uma possível causa para o aumento da atividade da água da piscina do reator IEA-R1 é a presença de contaminação residual de urânio na superfície não retirada pelo tratamento químico superficial. Durante anos, esse problema não foi observado devido à baixa potência de operação do reator, no nível de 2 MW. Contudo, com o aumento da potência, acima de 3,5 MW, esse problema começou a ser observado. Esse trabalho verifica a hipótese da contaminação residual de urânio na superfície das placas combustíveis de forma estatística e caracteriza a adequação do processo de tratamento superficial de placas combustíveis. Utilizou-se uma metodologia estatística de avaliação do processo em três níveis: produção presente, contaminação intencional, produção histórica. A contagem de emissões alfa por contador de NaI permitiu a quantificação de urânio residual. Como resultado global, verificou-se que pode ocorrer contaminação abaixo de 1 g de 235U por elemento combustível. Essa contaminação não é significante para causar eventuais acidentes de aumento de atividade no reator IEA-R1. Provou-se no presente trabalho que a metodologia de contagens de emissões alfa é segura, precisa e rápida para se analisarem contaminações superficiais de urânio nas placas combustíveis. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2017-05-25T13:33:55Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-05-25T13:33:55Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O processo de sinterização de pastilhas de UO2-Gd2O3 tem sido investigado devido à sua importância na indústria nuclear e ao comportamento complexo durante a sinterização. A sinterização é bloqueada a partir de 1300°C, quando a densificação é deslocada na direção de maiores temperaturas e a densidade final obtida é diminuída. Esta pesquisa contempla o desenvolvimento de combustíveis nucleares para reatores de potência visando aumentar a sua eficiência no núcleo do reator através da elevação da taxa de queima. Foi estudado o uso do Gd2O3 de tamanho nanométrico, na faixa de 10 a 30nm, o qual foi adicionado ao UO2, visando verificar a possibilidade de evitar-se o característico bloqueio da sinterização devido ao efeito Kirkendall observado em pesquisas anteriores. As amostras foram produzidas por meio da mistura mecânica a seco dos pós de UO2 e de 7% Gd2O3 (macroestruturado e nanométrico). Os pós foram compactados e as pastilhas foram sinterizadas a 1700°C sob atmosfera de H2. Os resultados indicam que o característico bloqueio da sinterização no sistema UO2-Gd2O3 macroestruturado, que ocorre na faixa de temperatura de 1300-1500°C, retardando a densificação, foi observado de forma menos intensa quando o Gd2O3 nanométrico foi utilizado, ocorrendo à temperatura de 900°C, e facilitando a densificação posterior. Os ensaios dilatométricos indicaram uma retração de 22, 18 e 20% respectivamente nas pastilhas de UO2, UO2-7%Gd2O3 macro e UO2-7% Gd2O3nanométrico. Foi verificada uma retração 2% maior quando o Gd2O3 nanométrico foi utilizado quando comparada com a obtida com o uso do Gd2O3 macro, usado comercialmente, resultando em pastilhas com densidade adequada para uso como combustível nuclear. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

A incorporação do gadolínio diretamente no combustível de reatores nucleares para geração de eletricidade é importante para compensação da reatividade e para o ajuste da distribuição da densidade de potência, permitindo ciclos de queima mais longos, com intervalo de recarga de 18 meses, otimizando-se a utilização do combustível. A incorporação do Gd2O3 sob a forma de pó homogeneizado a seco diretamente com o pó de UO2 é o método comercialmente mais atraente devido à sua simplicidade . Contudo, este método de incorporação conduz a dificuldades na obtenção de corpos sinterizados com a densidade niínima especificada, devido a um bloqueio no processo de sinterização. Pouca informação existe na literatura específica sobre o possível mecanismo deste bloqueio, restrita principalmente à hipótese da formação de uma fase (U,Gd)O2 rica em gadolínio com baixa difusividade. Este trabalho tem como objetivo a investigação do mecanismo de bloqueio da sinterização neste sistema, contribuindo para o esclarecimento da causa deste bloqueio e na elaboração de possíveis soluções tecnológicas. Foi comprovado experimentalmente que o mecanismo responsável pelo bloqueio é baseado na formação de poros estáveis devido ao efeito Kirkendall, originados por ocasião da formação da solução sólida durante a etapa intermediária da sinterização, sendo difícil a sua eliminação posterior, nas etapas finais do processo de sinterização. Com base no conhecimento deste mecanismo, possíveis propostas são apresentadas na direção da solução tecnológica do problema de densificação característico do sistema UO2-Gd203. / The incorporation of gadolinium directly into nuclear power reactor fuel is important from the point of reactivity compensation and adjustment of power distribution enabling thus longer fliel cycles and optimized fuel utilization. The incorporation of Gd2O3 powder directly into the UO2 powder by dry mechanical blending is the most attractive process because of its simplicity. Nevertheless, processing by this method leads to difficulties while obtaining sintered pellets with the minimum required density. This is due to blockages during the sintering process. There is little information in published literature about the possible mechanism for this blockage and this is restricted to the hypothesis based on formation of a low difiiisivity Gd rich phase (U,Gd)O2. The objective of this investigation has been to study the blockage mechanism in this system during the sintering process, contributing thus, to clarify the cause for the blockage and to propose feasible technological solutions. Experimentally it has been shown that the blocking mechanism is based on pore formation because of the Kirkendall effect. Formation of a solid solution during the intermediate stage of sintering leads to formation of large pores, which are difficult to remove in the final stage of sintering. Based on this mechanism, technical solutions have been proposed to resolve densification problems in the UO2-Gd2O3 system.

The purpose of this research is to develop a methodology for a thorium fuel recycling analysis that provides results for isotopics and radio-toxicity evaluation and analysis. This research is motivated by the need to reduce the long term radiological hazard in spent nuclear fuel, which mitigates the mixing hazard (radiotoxicity and chemical toxicity) and decay heat load on the repository. The first part of the thesis presents comparison of several once-through cases with uranium and thorium fuels to show how transuranics build up as fuel is depleted. The once-through analysis is performed for the following pairs of comparison cases: low enriched uranium dioxide (UOX) vs. thorium dioxide with 233UOX (233U-ThOX), natural uranium dioxide mixed with transuranic oxides (U-TRUOX) vs. thorium dioxide mixed with transuranic oxides (Th-TRUOX), natural uranium dioxide mixed with weapons grade plutonium dioxide (U-WGPuOX) vs. thorium dioxide mixed with weapons grade plutonium dioxide (Th-WGPuOX), natural uranium dioxide mixed with reactor grade plutonium dioxide (U-RGPuOX) vs. thorium mixed with reactor grade plutonium dioxide (Th-RGPuOX). The second part of the research evaluates the thorium fuel equilibrium cycle in a pressurized water reactor (PWR) and compares several recycling cases with different partitioning schemes. Radio-toxicity results of the once-through cycle and multi-recycle calculations demonstrate advantages for thorium fuel and reprocessing with respect to long term nuclear waste management.

Ce travail de recherche vise à étudier les propriétés élastiques par microscopie acoustique du combustible nucléaire dans trois situations particulières: combustible en utilisation normale en réacteur nucléaire, combustible stocké après la période d’irradiation et combustible en conditions extrêmes suite à un accident nucléaire. Les mesures réalisées sur les échantillons irradiés ont conduit à plusieurs résultats majeurs: validation d’une loi corrélant la vitesse des ondes de Rayleigh à la densité du dioxyde d’uranium irradié ou frais; détermination de la porosité dans le combustible irradié; évaluation du gonflement de la matrice en fonction du taux de combustion dans la gamme 0-100 GWdt-1M; développement d'un modèle empirique capable de prévoir la variation de module de Young en fonction du taux de combustion en prenant même en compte la teneur en dopants (Gd2O3, CeO2) ; quantification de l’évolution du module de Young du combustible suite à l'endommagement en stockage ; premières mesures sur du corium. Enfin, grâce au lien entre les propriétés thermiques et élastiques, différentes propriétés thermiques de l'UO2 ont été calculées en mesurant la vitesse de l'onde de surface de Rayleigh seule. / The focus of the present thesis is the determination of the elastic properties of nuclear fuel using high frequency acoustic microscopy. The nuclear fuel is considered under three different conditions: during its normal life in reactor, after its discharge and disposal in interim or long-term storage and subsequently to its severe degradation caused by a nuclear accident. Measurements performed on irradiated fuels allowed to validate a law between the density of fresh and irradiated fuel and the Rayleigh wave velocity; the determination of the irradiated fuel porosity and matrix swelling in the broad burnup range 0-100 GWdt-1M; the development of an empirical model capable of predicting the evolution of Young's modulus versus burnup correcting also for the additives content (Gd2O3, CeO2); Young's modulus evolution due to alpha-decay damage as in-storage condition; first corium measurements. Moreover, several UO2 thermal parameters were calculated only by means of the Rayleigh wave velocity thanks to the link between thermal and elastic properties.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:50:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:58:53Z (GMT). No. of bitstreams: 1 10885.pdf: 6800168 bytes, checksum: 564283882a42941e0a49be623bd8981e (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:36:16Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:20Z (GMT). No. of bitstreams: 1 03766.pdf: 3809732 bytes, checksum: 161cbf8550f80b76813606d7f8abf4de (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:47Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP / FAPESP:08/55686-6