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.

<p>  </p> <p>The next generation of nuclear reactor designs promise to provide clean, safe, and efficient energy to address our current climate crisis. But with these new technologies, nuclear fuel materials must be carefully designed and understood to meet these demands. Candidate oxide and metallic nuclear fuel materials being considered for use in these new reactor technologies, despite their potential, still have significant remaining materials challenges in understanding their long-term performance and integrity under extreme reactor conditions. As such these candidate fuels require extensive materials characterization to understand their long-term performance under reactor conditions. The objective of this study is to evaluate the microstructural evolution of candidate fuels U-50wt%Zr and ThO2 under the following contexts: 1) Investigation of phase stability in candidate metallic fuel U-50wt%Zr under thermal and irradiation treatment; 2) Investigate localized thermal properties of candidate oxide fuel ThO2 under irradiation through a novel correlative microscopy approach. </p> <p>The influence of thermal and irradiation treatment on phase stability in δ-U50wt%Zr was investigated through conventional APT-TEM methodology. U-Zr is a candidate metallic fuel for advanced fast reactor applications. However, there is still work remaining to better understand how these materials evolve under extreme reactor conditions, especially for the δU-50wt%Zr composition. Metallic fuels are susceptible to significant chemical redistribution under extreme conditions resulting in potential degradation of fuel properties and performance. In these experiments, U-50wt%Zr was subjected to thermal annealing and proton irradiation respectively. These treatments produced very different modulated structures in U-50wt%Zr, and the implications of such on phase stability in U-50wt%Zr will be discussed.</p> <p>Additionally, long-term nuclear reactor operation hinges upon efficient thermal transport in nuclear fuels. There is a critical need to understand localized thermal transport in these materials to enable intelligent design of high-performance fuels. A novel correlative atom probe tomography (APT)-transmission electron microscopy (TEM) approach was developed to investigate the influence of irradiation defects on localized thermal diffusivity in ThO2 upon proton irradiation, and implications of such results will be discussed. </p>

This thesis work reports in depth analyses of measured µ-XRD and µ-XAS data from standard UO2, chromia (Cr2O3) doped UO2 and MOX fuels, and interpretation of the results considering the role of chromium as a dopant as well as several fission product elements. The lattice parameters of UO2 in fresh and irradiated samples and elastic strain energy densities in the irradiated UO2 samples have been measured and quantified. The µ-XRD patterns have further allowed the evaluation of the crystalline domain size and sub-grain formation at different locations of the irradiated fuel pellets. Attempts have been made to determine lattice parameter and next neighbor atomic environment in chromia-precipitates found in fresh chromia-doped fuel pellets. The local structure around Cr in as-fabricated chromia-doped UO2 matrix and the influence of irradiation on the state of chromium in irradiated fuel matrix have been addressed. Finally, for a comparative understanding of fission gases behavior and irradiation induced re-solution phenomenon in standard and chromia-doped UO2, the last part of the present work tries to clarify the fission gas Kr atomic environment in these irradiated fuels. The work performed on Kr, by micro-beam XAS, comprises the determination of Kr next neighbor distances, an estimation of gas atom densities in the aggregates, and apparent internal pressures in the gas bubbles.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:19Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:09Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-02-03T12:02:42Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-02-03T12:02:42Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:19Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:09Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O trabalho apresenta uma aplicação da ferramenta metodológica conhecida como FMEA (Failure Mode Effect Analysis) ao processo de identificação de aspectos e impactos ambientais. Tal processo é parte importante na implantação e na manutenção de Sistemas de Gestão Ambiental (SGA), baseados na norma NBR ISO 14001. Além disso, pode contribuir, de forma complementar, para a avaliação e aperfeiçoamento da segurança nuclear da instalação analisada. Como objeto de estudo elegeu-se o Centro de Combustíveis Nucleares (CCN) do IPEN/CNEN-SP, localizado junto ao Campus da Universidade de São Paulo-Brasil, destinado à realização de pesquisas científicas e à produção de elementos combustíveis para o Reator IEA-R1. A partir de um levantamento sistemático de dados, obtidos por meio de entrevistas, documentos e registros operacionais foi possível identificar os processos, suas interações e atividades, cuja análise permitiu definir os diversos modos de falhas potenciais, as respectivas causas e conseqüências para o meio ambiente. Como resultado da avaliação criteriosa dos modos causas foi possível identificar e classificar os principais impactos ambientais potenciais, que constitui uma etapa essencial para a implantação e manutenção de um Sistema de Gestão Ambiental para a instalação em estudo. Os resultados obtidos permitiram demonstrar a validade da aplicação da técnica FMEA aos processos de instalações nucleares, identificando aspectos e impactos ambientais, cujos controles são essenciais para a obtenção da conformidade com os requisitos ambientais do Sistema de Gestão Integrada do IPEN (SGI). Contribuíram também para fornecer uma ferramenta gerencial poderosa para a solução de questões relacionadas ao processo de atendimento de exigências legais aplicáveis no âmbito da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e do Instituto Brasileiro do Meio Ambiente (IBAMA). / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-02-03T12:02:42Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-02-03T12:02:42Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta e consolida uma metodologia alternativa para a determinação de taxas de reação nuclear ao longo da direção radial das pastilhas combustíveis sem necessidade de intensos fluxos neutrônicos. Esta técnica se baseia na irradiação de um disco de UO2 inserido no interior de uma vareta combustível desmontável no núcleo do reator IPEN/MB-01. Após a irradiação são realizadas várias espectrometrias gama do disco utilizando um detector HPGe alternando sequencialmente 6 colimadores de chumbo com diâmetros diferentes. Consequentemente, as reações nucleares de captura radiativa que ocorrem nos átomos de 238U, juntamente com as fissões que ocorrem em ambos 235U e 238U são mensuradas em função de 6 regiões radiais distintas do disco combustível. As correções de eficiência geométrica devido à introdução dos colimadores no sistema de detecção HPGe são determinadas através do código MCNP-5. As medidas de taxa de fissão são realizadas utilizando o 99Mo como radionuclídeo traçador. Esse radionuclídeo foi estudado e provou-se ideal para estas medidas por possuir um comportamento linear de formação, alto rendimento de fissão e principalmente por emitir fótons de baixa energia. As medidas foram efetuadas irradiando discos de UO2 (com enriquecimento de 4,3%) na posição central do reator IPEN/MB-01 a potência de 100 Watts durante uma hora. Algumas medidas foram realizadas utilizando uma luva de cádmio envolta na vareta combustível para determinar as taxas de reação nuclear na faixa de energia epitérmica. Os resultados experimentais obtidos são comparados a cálculos de taxa de reação nuclear via MCNP-5 utilizando a biblioteca de dados ENDF/B-VII.0, os quais apresentaram discrepâncias de no máximo 9% para as taxas de captura no 238U e 14% para as taxas de fissão no U na faixa epitérmica. Foram obtidos valores máximos de 4,5% para incertezas relativas as taxas de captura total e epitérmica e para as taxas de fissão total e epitérmica valores máximos de 11,3%. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Maria Eneide de Souza Araujo (mearaujo@ipen.br) on 2017-03-10T15:06:09Z No. of bitstreams: 1 23000.pdf: 2483857 bytes, checksum: ba54fa302ba8e46dabc056e73e8bd8ee (MD5) / Made available in DSpace on 2017-03-10T15:06:09Z (GMT). No. of bitstreams: 1 23000.pdf: 2483857 bytes, checksum: ba54fa302ba8e46dabc056e73e8bd8ee (MD5) / Rejeitos radioativos são gerados em todas as etapas do ciclo do combustível nuclear e em instituições que fazem uso de elementos radioativos. No Brasil, para que possam atender a legislação vigente, eles devem ser devidamente gerenciados e tratados. A caracterização é a etapa do gerenciamento de rejeitos radioativos que certifica e complementa as informações presentes no documento de identificação fornecido pelo gerador dos rejeitos radioativos. O objetivo desse trabalho foi desenvolver uma metodologia para caracterização de tambores de rejeitos radioativos. Neste trabalho foi utilizada a técnica de espectrometria gama associada ao método de Monte Carlo para obter e estabelecer uma relação entre as eficiências de contagens teóricas e experimentais para quatro tambores de calibração com densidades diferentes, preparados com nove tubos de PVC em seu interior. O detector de HPGe utilizado foi posicionado em três diferentes distâncias em relação a extremidade do tambor de calibração. A utilização do método de Monte Carlo mostrou-se adequado a metodologia proposta neste trabalho. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Pedro Silva Filho (pfsilva@ipen.br) on 2017-11-22T17:00:26Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-11-22T17:00:26Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico (CNPq) / A demanda por combustível nuclear para reatores de pesquisa está aumentando em nível mundial, enquanto várias de suas fábricas têm pequeno volume de produção. Este trabalho estabeleceu um modelo conceitual com duas estratégias para o aumento da capacidade produtiva dessas fábricas. Foram abordadas as fábricas que produzem elementos combustíveis tipo placa carregados com LEU U3Si2-Al, tipicamente usados em reatores nucleares de pesquisa. A primeira estratégia baseia-se na literatura da área de administração da produção e é uma prática frequente nas fábricas em geral. A segunda estratégia aproveita a possibilidade de desmembrar setores produtivos, comum em instalações de produção de combustível nuclear. Ambas as estratégias geraram diferentes cenários de produção, os quais devem ser seguros em relação à criticalidade. Foram coletados dados de uma fábrica real de combustível nuclear para reatores de pesquisa. As duas estratégias foram aplicadas a esses dados com a finalidade de testar o modelo proposto, o que configurou um estudo de caso. A aplicação das estratégias aos dados coletados deu-se por meio de simulação de eventos discretos em computador. Foram criados diversos modelos de simulação para abranger todos os cenários gerados, de forma que o teste indicou um aumento da capacidade produtiva de até 207% sem necessidade de aquisição de novos equipamentos. Os resultados comprovam que o modelo atingiu plenamente o objetivo proposto. Como principal conclusão pode-se apontar a eficácia do modelo proposto, fato que foi validado pelos dados da fábrica. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP / CNPq:310274/2012-5

Metallic fuels were produced through arc-melting. As-cast phases, microstructuresand selected mechanical properties were investigated for UZr,U-Th, and U-Th-Zr systems. For each system, two compositions wereinvestigated, with approximately 5 at. % and 20 at. % solute material, for atotal of six alloys. As-cast alloy microstructures were assessed in the contextof their equilibrium systems and compared to relevant published works whereapplicable. Mechanical testing revealed increased hardness with increasingsolute concentration, compared to the reference materials. The results supportthe conclusion that solid solution strengthening is the primary mechanismenabling this change in each binary system.Additionally, (U,Zr)N fuel was synthesized. This work exemplified aprocess to produce fuel with a homogeneous distribution of zirconium in thefuel matrix, thus representing a simulated burn-up distribution of zirconium.Refinements can be made to further improve this process in future work. Thesefindings will support a broader separate effects testing campaign underway bythe SUNRISE centre / Metalliska bränslen framställdes genom bågsmältning. Som gjutna faser,mikrostrukturer och utvalda mekaniska egenskaper undersöktes för U-Zr-, UTh-och U-Th-Zr-system. För varje system undersöktes två sammansättningar,med cirka 5 at. % och 20 at. % löst material, för totalt sex legeringar.Mikrostrukturer av gjutna legeringar diskuterades i samband med derasjämviktssystem och jämfördes med literattur. Mekanisk testning visadeökad hårdhet med ökad halt lösta atomer, jämfört med råvarorna. Denprimära mekanismen som möjliggör denna förändring föreslogs vara solidlösningsförstärkning.Vidare syntetiserades (U,Zr)N-bränsle. Detta arbete exemplifierade enprocess för att producera bränsle med en homogen fördelning av zirkoniumi bränslematrisen, vilket representerar en simulerad utbränningsfördelning avzirkonium. Denna process kan förbättras. Resultaten stödjer en bredare separateffekttestningskampanj som SUNRISE-centret arbetar med.