The management of radioactive wastes is a significant environmental issue facing the international nuclear community today. The current international consensus is for disposal of higher activity waste from a variety of sources in deep geological disposal facilities (GDFs). Hydraulic seals, often planned to consist of compacted bentonite-sand blocks, are an important part of the closure phase of a GDF. As such, an understanding of the hydro-mechanical (HM) behaviour of these seals, and the ability to model and predict their behaviour is fundamental to support many planned safety cases and licence applications. Bentonite is well suited for use as a hydraulic seal due to its high swelling capacity that enables it to swell into voids while maintaining a low permeability sealed barrier to advective flow, and to provide structural support by generating a swelling pressure on the excavation walls. The hydro-mechanical process of bentonite hydration is a highly non-linear problem. As such, coupled process models that are able to account for the strong inter-dependence of the hydraulic and mechanical processes are employed to simulate the behaviour of bentonite under repository conditions. This thesis reports the development of an HM coupled model in the open source finite element code OpenGeoSys (OGS), and its application to the simulation of a range of hydraulic seal test conditions. The developed model couples Richards’ equation for unsaturated flow to a new strain dependent non-linear elastic mechanical model that incorporates a Lagrangian moving finite element mesh to inform the material non-linearity. Stress and volumetric dependent water retention behaviour are incorporated through the implementation of the Dueck suction concept extended to take into account non-recoverable strains during consolidation. A number of permeability functions are implemented and tested against experimental data. The mechanical model is extended to account for wetting-induced collapse behaviour by the definition of a failure curve derived from experimental results. Similar in definition to the Loading-Collapse curve in elasto-plastic models, this failure curve triggers the application of a source term to account for wetting-induced collapse. Coupling between the hydraulic and mechanical processes is achieved through the stress dependency of the water retention behaviour, the inclusion of a new coupling factor for the hydraulic contribution to the mechanical process, and the dependency of numerical convergence criteria on net mean stress. An explicit iterative calculation approach is employed. As a result, the hydraulic and mechanical moving meshes are decoupled to allow volumetric dependent parameters to be updated within process iterations. The model is calibrated and compared to experimental data from the SEALEX experiments conducted by the Institut de Radioprotection et de S ˆ uret´e Nucl´eaire (IRSN) at the Tournemire URL, France. The experimental programme comprises standardised laboratory tests, a 1/10th scale mock-up of a hydraulic seal with a uniform technological void, and a full scale in situ performance test with a non-uniform technological void due to its horizontal geometry. Using a model with 5 hydraulic parameters, 8 mechanical parameters with an experimentally defined failure curve, and one coupling parameter, the major trends of behaviour in all the SEALEX experiments can be recreated, including axial stress build up, water uptake, and final deformation. However, the elastic method employed leads to an over prediction of the rebound on loss of axial confinement in the 1/10th scale mock-up test. Simulations suggest that the non-symmetric technological void in the full scale performance test could have lasting effects on the development of heterogeneity in the hydraulic seal. The development of heterogeneity does not adversely affect the permeability with respect to the design criteria, but may have significant consequences for the development of a heterogeneous swelling pressure.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:25Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:02:08Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:55:17Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:02Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:26:21Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:59Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Maria Eneide de Souza Araujo (mearaujo@ipen.br) on 2015-02-25T13:57:02Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-02-25T13:57:02Z (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 2014-10-09T12:44:38Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:57:38Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07164.pdf: 2283340 bytes, checksum: 9d2285199c4bca3d57f2861a25d7f7b8 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:25Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:02:08Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A fibra de coco tem sido usada como um adsorvente alternativo e de baixo custo na remoção de diversos metais pesados. A biossorção é um processo que tem alcançado grande importância nas últimas décadas no tratamento de efluentes e de rejeitos radioativos. Este estudo apresenta a eficiência de remoção dos íons 133Cs e 241Am de soluções aquosas utilizando-se a biomassa bruta e ativada. Os estudos foram realizados em batelada e os parâmetros analisados foram: os efeitos do pH e da concentração da solução, tamanho de partícula do biomassa e tempo de contato. Os modelos de isotermas de Langmuir e Freundlich foram aplicados, bem como os modelos cinéticos de ordem de reação. A cinética que melhor representa o processo de adsorção dos íons estudados foi o modelo de pseudo-segunda ordem. O modelo de isotermas que se ajusta ao processo de adsorção do 133Cs e do 241Am é o de Freundlich. Verificou-se também que a melhor condição de remoção para o 241Am foi de cerca de 94% a partir de 30 minutos tanto para a biomassa bruta quanto para a ativada ao passo que o 133Cs foi de 75% a partir de 40 minutos com a biomassa ativada. Os resultados indicaram que a fibra de coco pode ser uma alternativa de tratamento de rejeitos radioativos líquidos que contenham, em sua composição, estes radionuclídeos. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:55:17Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:02Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O reprocessamento do elemento combustível constitui uma das etapas do ciclo do combustível e tem por objetivo separar U 235, U238 e Pu239 dos produtos de fissão contidos no elemento combustível queimado para reutilizá -los na fabricação de novos elementos combustíveis. No Brasil, o desenvolvimento do reprocessamento teve início nos anos 70 com a implantação de uma planta piloto de reprocessamento, no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares Comissão Nacional de Energia Nuclear/São Paulo (I PEN-CNEN/SP), dando origem à uma instalação, em escala de laboratório, que operou até o início da década de 90. Parte dos rejeitos radioativos, produzidos principalmente a partir dos laboratórios analíticos está armazenados à espera de tratamento no Labora tório de Gestão de Rejeitos do IPEN-CNEN/SP, e são constituído pela mistura de fases aquosa e orgânica. Por conter compostos orgânicos, esses rejeitos não podem se solidificados diretamente com cimento, necessitando para isso, de tratamento prévio para torná-los compatíveis. Desta forma, o objetivo deste trabalho foi desenvolver uma metodologia de biodegradação dos compostos orgânicos que compõem os rejeitos radioativos líquidos orgânicos (RRLO) para que os mesmos possam ser posteriormente imobilizados em c imento. O trabalho foi dividido em três etapas, a de caracterização dos RRLO, obtenção das comunidades microbianas (da mina de urânio de Poços de Caldas e do estuário de São Sebastião) e realização de ensaios de biodegradação dos RRLO. A partir da caracterização dos rejeitos, a biodegradação do TBP e acetato de etila foram monitoradas. Os resultados mostraram que as comunidades bacterianas selecionadas foram eficientes para a degradação dos rejeitos radioativos líquidos orgânicos. Ao final dos experimentos os níveis biodegradação foram de 66% para o acetato de etila e 70% para o TBP. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:26:21Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:59Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O uso de radioisótopos em medicina nuclear, seja para terapia ou diagnóstico, gera rejeitos radioativos. A quantidade e características desses rejeitos variam em função da quantidade de pacientes atendidos, do tipo de procedimento realizado e do radioisótopo utilizado. A gestão desses rejeitos abrange todas as atividades técnicas e administrativas envolvidas no manuseio dos rejeitos, desde a sua geração até seu destino final e deve ser considerada e planejada desde o momento da implementação do serviço de medicina nuclear. O objetivo principal da gestão de rejeitos radioativos é garantir a proteção do homem e a preservação do meio ambiente. O regulamento que estabelece as bases para a boa gestão dos rejeitos radioativos foi elaborado pela Comissão Nacional de Energia Nuclear, em 1985. Trata-se da Norma CNEN-NE-6.05 Gerência de rejeitos radioativos em instalações radiativas que embora seja um marco relacionado à gestão dos rejeitos radioativos e ajude em grande parte no papel de orientar no projeto de um sistema de gestão em instalações radioativas de usuários de radioisótopos, aborda os tópicos de forma generalizada e não considera aspectos particulares das diferentes instalações, como é o caso dos serviços de medicina nuclear. O presente trabalho pretende colaborar com referências que forneçam orientações sobre como cumprir as exigências regulatórias e descrever o sistema de gerência de rejeitos radioativos em serviços de medicina nuclear. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Maria Eneide de Souza Araujo (mearaujo@ipen.br) on 2015-02-25T13:57:02Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-02-25T13:57:02Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O Reator Nuclear de Pesquisa IEA-R1 em operação desde 1957 no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) é um dos reatores mais antigos do mundo em operação. Em algum momento no futuro, a exemplo de outros reatores, será desligado definitivamente. Antes de chegar este momento a organização operadora precisa planejar o futuro de suas instalações e definir o destino que pretende dar aos equipamentos e materiais radioativos e não radioativos que se encontram no interior das instalações. Estas questões devem estar contidas no chamado \"Plano de Descomissionamento Preliminar da Instalação\" que é o tema deste trabalho. O trabalho apresenta inicialmente uma visão geral sobre este tema e relaciona os objetivos gerais e específicos para sua realização, descrevendo a seguir, as diretrizes que a organização operadora deve considerar para formulação de um plano de descomissionamento. A estrutura atual do setor nuclear brasileiro enfatizando principalmente as normas utilizadas no gerenciamento do rejeito radioativo é apresentada. Uma descrição dos principais equipamentos do reator IEA-R1 que constituem o seu inventário radioativo e não radioativo é apresentada. O trabalho enfatiza também a experiência adquirida pelo corpo técnico do reator com as reformas e modificações realizadas na instalação durante sua vida útil. Esta experiência pode ser de grande valia por ocasião do descomissionamento do reator no futuro. Um experimento usando o método de espectrometria gama de alta resolução e cálculo computacional através da teoria de Monte Carlo foi realizado com o objetivo de se obter uma estimativa do volume de rejeito radioativo gerado pelo desmantelamento das paredes de concreto da piscina do reator. O custo do descomissionamento em função da estratégia escolhida é determinado utilizando o código CERREX. Por fim, é realizada uma discussão sobre as diferentes estratégias consideradas. Na base destas discussões conclui-se que a estratégia mais vantajosa a ser adotada no caso deste reator é aquela que preserva o seu prédio e instalações anexas, tendo em vista o grande volume de rejeito radioativo e custos sensivelmente maiores que resultariam com o seu desmantelamento. É sugerida a preservação de parte das equipes de operação, manutenção, proteção radiológica e física da instalação e utilização do prédio do reator e anexos para divulgação da energia nuclear através de sua transformação em um museu, uma vez que este foi o primeiro reator nuclear construído no Brasil e, desde sua inauguração, tem sido utilizado como forma de divulgação da energia nuclear no país. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP