Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:33Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / As normas de gestão ambiental têm por objetivo prover as organizações dos elementos necessários para implantação de Sistemas da Gestão Ambiental (SGA) que possam ser integrados a outros requisitos da gestão, e auxiliá-las a alcançar seus objetivos ambientais e econômicos. A Unidade de Produção de Hexafluoreto de Urânio USEXA, do Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo - CTMSP, será a primeira planta industrial da etapa de conversão do ciclo do combustível nuclear (produção de hexafluoreto de urânio UF6) do Brasil, permitindo que seja agregado valor ao minério de urânio. Neste trabalho, o SGA proposto para a USEXA, permite disciplinar suas interfaces com o meio ambiente, uma vez que as Normas da CNEN Comissão Nacional de Energia Nuclear e da AIEA Agência Internacional de Energia Atômica para instalações nucleares, na sua grande maioria, visam a atender a critérios de segurança para o público e o meio ambiente, apenas nos quesitos envolvendo radiações ionizantes. O modelo de SGA desenvolvido preenche as lacunas das normas da CNEN e da AIEA, por considerar os impactos ambientais decorrentes do uso de substâncias químicas no processo de fabricação de UF6 e os aspectos gerais de sustentabilidade. Isso pode ser considerado uma contribuição original dentro das complexas atividades que abrangem o processamento de urânio no ciclo do combustível nuclear. Como resultado, esta pesquisa propõe, para avaliação de impactos ambientais, a adoção de um filtro de significância, relacionado à localização do empreendimento, apresenta um Manual do Sistema de Gestão para a USEXA e sugere modelos de treinamentos em gestão de pessoal, como o coaching e a programação neurolinguística, e que poderão ser aplicados em qualquer Sistema de Gestão. Os treinamentos podem ser considerados como uma ação preventiva, por contribuírem para diminuir os incidentes relacionados à manutenção de equipamentos e consequentemente a ocorrência de impactos ambientais. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-01-21T10:18:45Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-01-21T10:18:45Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Reatores PWR empregam, como combustível nuclear, pastilhas de UO2 acondicionadas em tubos de ligas de zircônio, chamados de encamisamento. Na sua fabricação são gerados cavacos de usinagem que não podem ser descartados, pois a reciclagem deste material é estratégica quanto aos aspectos de tecnologia nuclear, econômicos e ambientais. As ligas nucleares têm altíssimo custo e não são produzidas no Brasil, sendo importadas para a fabricação do combustível nuclear. Neste trabalho são abordados dois métodos para reciclar os cavacos de Zircaloy. No primeiro, os cavacos foram fundidos utilizando um forno elétrico a arco para obter lingotes. O segundo usa a técnica da metalurgia do pó, onde os cavacos foram submetidos à hidretação e o pó resultante foi moído e isostaticamente prensado e, a seguir, sinterizado a vácuo. A composição química, as fases presentes e a dureza no material foram determinadas. Os lingotes foram tratados termicamente e laminados, sendo que as microestruturas foram caracterizadas por microscopia óptica e eletrônica de varredura. Os resultados para ambos os métodos mostraram que a composição do Zircaloy reciclado cumpre as especificações químicas e apresentaram microestrutura adequada para uso nuclear. Os bons resultados do método de metalurgia do pó sugerem a possibilidade de produzir pequenas peças, como as tampas do encamisamento - end-caps, usando a sinterização no formato quase final (near net shape). / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Orientador: Elias Basile Tambourgi / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Quimica / Made available in DSpace on 2018-08-09T16:29:04Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Assis_Ginode_D.pdf: 24086510 bytes, checksum: b80c2dd3dcdda04486140dd86e3c5360 (MD5) Previous issue date: 2007 / Resumo: Neste trabalho é apresentado um estudo de crescimento de grãos em pastilhas de UO2, em sinterizações a 1700°C/2h/H2 e a 1750°C/4h/H2, por intermédio do crescimento das partículas do pó de UO2, do semeamento isoestrutural e da adição de Al2O3-SiO2. O crescimento das partículas do pó resultou em pastilhas com estruturas de grãos e poros grandes no centro e pequenos na borda, que foram atribuídas a diferentes pressões de oxigênio nestas duas regiões das pastilhas. A 1700°C/2h/H2 o tamanho médio de grãos foi de 8,73 µm, que aumentou para 34,16 µm após ser novamente sinterizada a 1750°C/4h/H2. Após estocagem do pó por um ano, novas pastilhas obtidas a 1700°C/2h/H2 e a 1750°C/4h/H2 apresentaram tamanho médio de grãos de 3,51 e 20,50 µm. O menor crescimento de grãos nas pastilhas obtidas do pó estocado foi atribuído à maior energia de superfície deste pó devido a oxidação superficial das suas partículas durante o período de estocagem. Na aplicação da técnica do semeamento isoestrutural foram testadas sementes obtidas de pó de UO2 sinterizado, nos teores 1, 3 e 5% em peso, e tamanhos 0-5, 5-10, 10-20 e 20-38 µm. O tamanho da semente exerceu muito pouca influência sobre a densificação e o crescimento de grãos. Após sinterização a 1700°C/2h/H2 o tamanho médio de grãos aumentou com a adição de 1% de sementes enquanto a densidade permaneceu constante; no entanto, tanto a densidade quanto o tamanho de grãos diminuíram com adições acima de 1% em peso. Após sinterização a 1750°C/4h/H2, a densidade aumentou para todos os teores de sementes, no entanto, o tamanho médio de grãos aumentou com a adição de 1% de sementes e caiu para os demais teores. A adição de Al2O3-SiO2 foi experimentada com 0,1 e 0,2% em peso. Em todos os experimentos foram obtidas microestruturas de grãos homogêneas, o que sugere ter havido mudança das interfaces do sistema de sólido-gás para líquido-gás, anulando a influência da pressão de oxigênio sobre o crescimento de grãos, ou seja, houve sinterização em presença de fase líquida. Em ambas as condições de sinterização o teor de 0,1% em peso de Al2O3-SiO2 aumentou a capacidade de densificação das pastilhas, a qual diminuiu com a adição de 0,2% em peso. A 1700°C/2h/H2 houve aumento do tamanho médio de grãos com o aumento do teor desses aditivos. A 1750°C/4h/H2 o tamanho médio de grãos foi praticamente o mesmo na pastilha sem aditivos e na pastilha com adição de 0,2% em peso de Al2O3-SiO2, porém, o tamanho médio de grãos diminuiu com a adição de 0,1% em peso de Al2O3-SiO2. Os resultados obtidos permitiram analisar os mecanismos envolvidos na densificação e evolução das microestruturas de grãos e poros, nas diferentes condições de processamento testadas. Além de mostrar caminhos possíveis de crescimento de grãos em pastilhas de UO2, estes resultados poderão ser utilizados no desenvolvimento de pastilhas combustíveis com microestruturas adequadas para obtenção de combustível de alto desempenho para reatores nucleares de potência / Abstract: In this work, a study on UO2 pellets grain growth is presented, by sintering at 1700°C/2h/H2 and 1750°C/4h/H2, by coarsening the UO2 powder particles, by isostructural seeding and by Al2O3-SiO2 additions. The coarsening of the powder particles resulted in pellets with large grains and pores in the center and small ones close to the rim, which were attributed to different oxigen pressures in these two zones of the pellets. After sintering at 1700°C/2h/H2, the pellet average grain size attained 8.73 µm, which increased to 34.16 µm after another sintering at 1750°C/4h/H2. After being stored the powder for one year, new pellets were obtained at 1700°C/2h/H2 and at 1750°C/4h/H2, and their average grain size attained 3.51 and 20.50 µm, respectively. The minor grain growth in the pellets obtained from stored powder was attributed to the major surface energy of this powder, due to their particles surface oxidation during the storage period. Using the isostructural seeding technical, seeds obtained from UO2 powder sintering were used, on 1, 3 and 5 wt%, and within the band sizes 0-5, 5-10, 10-20 and 20-38 µm. The seed size caused too little influence on densification and grain growth. After sintering at 1700°C/2h/H2, the average grain size increased with 1 wt% seed addition, while the density remained constant; therefore, both density and average grain size decreased when the seed addition was over 1 wt%. After sintering at 1750°C/4h/H2, the density increased due to all seed grades, therefore, the average grain size increased due to 1 wt% seed addition but dropped to the other major grades. Al2O3-SiO2 additions were tested on 0.1 and 0.2 wt%. Homogeneous grain microstructures were obtained in all experiments, suggesting the change from the solid-gas interface to liquid-gas interface, avoiding the oxigen pressure influence on grain growth, i.e., there was sintering in liquid phase. The pellets densification ability was increased in both sintering conditions, when 0.1 wt% Al2O3-SiO2 was added; however, this ability decreased when 0.2 wt% Al2O3-SiO2 was added. At 1700°C/2h/H2, the average grain size increased in both Al2O3-SiO2 grades used. At 1750°C/4h/H2, the average grain size was approximately the same value in the pellet without additions and in the pellet with 0.2 wt% Al2O3-SiO2, but it decreased in the pellet with 0.1 wt% Al2O3-SiO2. These results allowed to analyse the mechanisms envolved on densification and, grains and pores microstructure evolution, on the different sintering conditions tested. They showed grain growth possibilities in UO2 pellets, which may be used in fuel pellets technology development with suitable microstructure, for obtaining of high performance fuel for nuclear power reactors / Doutorado / Sistemas de Processos Quimicos e Informatica / Doutor em Engenharia Química

The fission product releases from spherical fuel elements used in modern high temperature gas cooled reactors are one of the first source terms used in describing the safety of planned nuclear plants during normal and accident conditions. The verification and validation of the model and code used to predict the gaseous fission product behaviour and release from spherical fuel elements for the PBMR were documented in this dissertation. The PBMR is the latest design in high temperature gas cooled reactor technology utilizing spherical fuel elements based on the LEU TRISO-coated particle design. Fission products can be divided into relatively short-lived noble gas and halogens, and relatively long-lived metallic fission and activation products. Each group is described by its own models and sets of transport parameters. The noble gases and halogen fission product releases from the fuel elements are direct indications of fuel performance and are modelled by the Booth equation. The fission product release legacy code NOBLEG for noble gases and halogens was developed previously to calculate this diffusion model for high temperature reactors. The model and code are verified and validated for use in PBMR design and analyses under normal operating conditions. The history of irradiation experiments conducted on coated fuel particles and spherical fuel elements was investigated, and the most suitable irradiation tests with their post irradiation investigations were identified for the purpose of validation of the model and code. The model used to determine gaseous fission product behaviour and release from spherical fuel elements is described in detail. The application of this model in the code is verified mathematically with the Booth model, and by inspection of the source code. The thermohydraulic model used by NOBLEG to calculate fuel temperatures is verified with code to code comparisons with the core neutronics code VSOP. The irradiation tests HFR-K5 and -K6 were selected to validate the gaseous fission product code NOBLEG. An investigation was done into the development of NOBLEG to calculate gaseous fission product release under oxidizing conditions caused by water ingress events. New relationships were derived from water vapour injection tests done during the irradiation experiment HFR-K6, that allows NOBLEG to estimate the increase in gaseous fission product release under oxidizing conditions. A new model was proposed to explain peculiarities observed during the water injection tests. / Prof. P.P. Coetzee

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The need to extend light water reactor spent-fuel on-site storage requirements and the future need to relieve resulting stockpiles necessitates the determination of optimal spent-fuel-withdrawal patterns under various end-use scenarios. End-use scenarios include no-economic- return throwaway and uranium recycle with and without plutonium recycle. Results from developing, analyzing, and solving a spent-fuel-withdrawal model are used to recommend specific strategies. The spent-fuel-withdrawal problem involves the interaction of spent-fuel generation, time and capacity-dependent reprocessing demand, and expected spent-fuel value. Spent-fuel characteristics based upon burnup history and initial composition, are considered along with uranium, separative work, and storage cost projections to realize profitable spent-fuel disposition. Application of the spent-fuel-withdrawal model is done on a per-reactor basis. Assumptions inherent in the application of the model developed include, 1) unconstrained on-site storage capacity, 2) realizable uranium and plutonium values, and 3) capacity constrained reprocessing demand. Examining supply, demand, and characteristics of spent-fuel during a twenty-year horizon, the model application is developed through, 1) a dynamic programming approach, 2) a Hitchcock problem to be solved similarly to a minimum-cost-flow problem, and 3) a linear program definable as a Transportation problem. In the model analyses, the dynamic programming formulation proved to be computationally infeasible. The analyses of the Hitchcock and linear program problem is done by the use of the Out-Of-Kilter Algorithm and the proprietary mathematical MPS-III system, respectfully. Specific results indicate that the economically optimal withdrawal pattern is: 1) for uranium and plutonium recycle, a Last-In-First-Out pattern, and 2) for uranium recycle only, no discernible pattern. / Master of Science

The Oregon State University (OSU), Hydro Mechanical Fuel test Facility (HMFTF) is designed to hydro-mechanically test prototypical plate type fuel. OSU's fuel test program is a part of the Global Threat Reduction Initiative (GTRI), formerly known as the Reduced Enrichment for Research and Test Reactor program. One of the GTRI's goals is to convert all civilian research, and test reactors in the United State from highly enriched uranium (HEU) to a low enriched uranium (LEU) fuel in an effort to reduce nuclear proliferation. An analytical model has been developed and is described in detail which complements the experimental work being performed by the OSU HMFTF, and advances the science of hydro-mechanics. This study investigates two methods for determining the critical flow velocity for a pair of laminated plates. The objective is accomplished by incorporating a flexural rigidity term into the formulation of critical flow velocity originally derived by Miller, and employing sandwich structure theory to determine the rigidity term. The final outcome of this study results in the developing of a single equation for each of three different edge boundary conditions which reliably and comprehensively predicts the onset of plate collapse. The two models developed and presented, are termed the monocoque analogy and the ideal laminate model. / Graduation date: 2013

Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior / O combustível nuclear metálico tipo placa em dispersão é um combustível versátil que pode ser projetado para ser utilizado tanto em reatores de testes quanto em reatores de potência. A elevada densidade das ligas metálicas de urânio com elementos de transição, como, Zr, Nb, Mo, etc, propicia o emprego deste combustível utilizando urânio com baixo teor de enriquecimento, o que o torna mais seguro no sentido de conter a proliferação nuclear. Além disso, as excelentes propriedades mecânicas e a grande resistência à corrosão das ligas metálicas de U-Zr-Nb, tornam a escolha desta liga na forma de combustível tipo placa em um desenvolvimento de grande atratividade devido às possibilidades de se alcançar um combustível de alto desempenho. Neste trabalho foram investigadas as transformações de fases das ligas U-2,5Zr-7,5Nb e U- 3Zr-9Nb em diferentes condições de tratamentos térmicos, bem como foi desenvolvido o processo de cominuição destas ligas pelo processo de hidretação-desidretação. As transformações de fases foram obtidas realizando-se a homogeneização das ligas de U- 2,5Zr-7,5Nb e U-3Zr-9Nb em elevadas temperaturas (1000 oC, durante 1 e 16 h), seguido de têmpera em água, bem como de envelhecimento a 600 oC em diferentes tempos (0,5, 3 e 24h), também, seguido de têmpera em água. As fases obtidas foram caracterizadas por intermédio das técnicas de difração de raios X, microdureza, microscopia ótica, microscopia eletrônica e EDS. Nestas condições experimentais, foram obtidas duas microestruturas distintas. Uma microestrutura monofásica constituída da fase gama () martensítica de cristalinidade cúbica de corpo centrado. A outra com estrutura do tipo lamelar perlítica, constituída da mistura das fases alfa e gama (α e ). A fase α tem cristalinidade ortorrômbica. Diferentemente da fase gama martensítica de alta estabilidade mecânica e elevada resistência à corrosão, a estrutura do tipo perlita não possui boas propriedades mecânicas e é pouco resistente à corrosão. Os resultados da microdureza revelaram uma boa correlação entre dureza e a estrutura cristalina da amostra. Observou-se que as ligas tratadas isotermicamente até 3 horas, as quais são constituídas predominantemente pela fase  cúbica, apresentaram baixos valores de dureza. Por outro lado, essas ligas tratadas isotermicamente por 24 horas transformaram-se majoritariamente em fase α com estrutura ortorrômbica e elevados valores de dureza. Isso mostra que a estrutura do tipo perlita é mais dura do que a fase . Os pós das ligas dúcteis de U-2,5Zr-7,5Nb e U-3Zr-9Nb foram obtidos pela cominuição das mesmas com uso do hidrogênio. A cominuição realizada pelo processo de hidretaçãodesidretação foi feita na temperatura de cerca de 200 oC, em diferentes tempos variando entre 20 minutos a 4 horas. Os pós assim obtidos foram caracterizados por intermédio de microscopia ótica, difração de raios X e determinação da distribuição do tamanho de partículas por meio do equipamento a laser CILAS. O processamento utilizado permitiu a obtenção de pós com duas classes de tamanhos dependendo do tipo de tratamento. Os pós de ambas as ligas envelhecidos a 600 oC durante 0,5 e 3 horas apresentaram pós com granulometria de 180 a 200 m e, por outro lado, os pós de ambas as ligas envelhecidas a 600 oC durante 24 horas apresentaram pós com granulometria superior a 220 m. Os pós de ambas as ligas homogeneizados a 1000 oC e envelhecidos até 3 horas a 600 oC com granulometria na faixa de 180 a 200 μm são adequados para serem utilizados na dispersão do cerne para a obtenção de combustível tipo placa para uso em reatores de teste e de potência de pequeno e médio portes. / Plate-type dispersion metallic nuclear fuel is a versatile fuel that can be designed to be used in both test and power reactors. The high density of uranium alloys with transition elements, such as Zr, Nb, Mo, etc, allows the use of this fuel with low uranium enrichment, which makes it safer in order to prevent nuclear proliferation. Furthermore, the excellent mechanical properties and high corrosion resistance of U-Zr-Nb metallic alloys makes the choice of this alloy as plate type fuel in a development of great attractiveness due to the possibilities of achieving a high performance fuel. In this study, it was investigated the phase transformations of the U-2.5Zr-7.5Nb and U-3Zr- 9Nb in distinct heat treatments, as well as it was developed the process of comminution of these alloys by the hydriding-dehydriging process. The phase transitions were obtained by performing the homogenization of the U-2.5Zr-7.5Nb and U-3Zr-9Nb alloys at high temperatures (1000 oC for 1 and 16 h) followed by water quenching, as well as by aging at 600 oC at different times (0.5, 3 and 24 h). The obtained phase transitions were characterized through the X-ray diffraction, micro hardness, optical microscopy, electron microscopy and EDS techniques. Under these experimental conditions, it was obtained two different microstructures. A single phase microstructure consisting of the martensitic  phase of body centered cubic crystallinity. The other one with the lamellar pearlite type structure, consisting on a mixture of α and  phases. The α phase has orthorhombic structure. Unlike of the high stability and good corrosion resistance martensitic structure, the two phases pearlite type structure has poor mechanical properties and low corrosion resistance. The results of microhardness have revealed a good correlation between hardness and crystal structure of the sample. It was observed that alloys isothermally treated up to three hours, which are predominantly the  cubic phase showed lower hardness values. Moreover, these alloys isothermally treated for 24 hours were processed mostly in α-phase with orthorhombic structure and high hardness values. This shows that the pearlite type structure is harder than the  phase. The powders from ductile U-2.5Zr-7.5Nb and U-3Zr-9Nb alloys were obtained by hydrogen comminution. The comminution process carried out by hydriding-dehydriding was performed at a temperature of about 200 oC, at different times ranging from 20 minutes to 4 hours according to the composition and phase of each alloy. The obtained powders were characterized by optical and electronic microscopy, X-ray diffraction and determination of particle size distribution by means of laser CILAS equipment. The utilized process allowed the production of powders with two particle size classes depending on the type of treatment. The powders of both alloys aged at 600 oC for 0.5 and 3 hours presented powders with particle sizes of about 180-200 μm, on the other hand, powders of both alloys aged at 600 oC for 24 hours presented powders with particle sizes greater than about 220 μm. The powders of both alloys homogenized at 1000 oC and aged up to 3 hours at 600 oC with particle size in the range from 180 to 200 μm are suitable for use in the dispersion of the fuel core to be utilized in test and power of small and medium sizes reactors.

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