Neste trabalho, usamos a transformada de Laplace para desenvolver expressões para as condições de contorno tipo albedo para uma e duas regiões refletoras. Nós apresentamos a aplicação da condição de contorno tipo albedo de maneira não convencional. Na prática, os meios multiplicativos dos reatores nucleares são normalmente circundados por materiais refletores, usados para reduzir a fuga de nêutrons. No intuito de retirar a região refletora dos cálculos, introduzimos um coeficiente de reflexão ou parâmetro albedo. Usamos este parâmetro para resolver numericamente a equação da difusão monoenergética e as equações da difusão multigrupo com dois grupos de energia, tanto com fonte fixa quanto com fonte de fissão, pelo método de diferenças finitas. Para os casos de fonte fixa, encontramos os fluxos de nêutrons sem albedo e comparamos com albedo para uma região e duas regiões e verificamos a precisão e a redução no tempo computacional. Já para os casos de fonte de fissão (problema de autovalor), encontramos, sem o parâmetro albedo, os fluxos de nêutrons, os fatores de multiplicação efetivos (Keff), e a potência gerada por região. Comparamos os resultados com albedo para uma região e duas regiões e verificamos a precisão e redução no tempo computacional. A extensão para mais regiões torna-se possível seguindo os passos aqui utilizados, ainda que haja, em contrapartida, um esforço algébrico crescente com o aumento de regiões. / In this dissertation we use the Laplace transform to derive expressions for nonstandard albedo boundary conditions for one and two non-multiplying regions at the ends of onedimensional domains. In practice, the fuel regions of reactor cores are surrounded by refletor regions that reduce neutron leakage. In order to exclude the refletor regions from the calculations, we introduce a reflection coefficient or albedo. We use the present albedo boundary conditions to solve numerically slab-geometry monoenergetic and multigroup diffusion equations using the conventional finite difference method. Numerical results are generated for fixed source and eigenvalue diffusion problems in slab geometry.

Neste trabalho, usamos a transformada de Laplace para desenvolver expressões para as condições de contorno tipo albedo para uma e duas regiões refletoras. Nós apresentamos a aplicação da condição de contorno tipo albedo de maneira não convencional. Na prática, os meios multiplicativos dos reatores nucleares são normalmente circundados por materiais refletores, usados para reduzir a fuga de nêutrons. No intuito de retirar a região refletora dos cálculos, introduzimos um coeficiente de reflexão ou parâmetro albedo. Usamos este parâmetro para resolver numericamente a equação da difusão monoenergética e as equações da difusão multigrupo com dois grupos de energia, tanto com fonte fixa quanto com fonte de fissão, pelo método de diferenças finitas. Para os casos de fonte fixa, encontramos os fluxos de nêutrons sem albedo e comparamos com albedo para uma região e duas regiões e verificamos a precisão e a redução no tempo computacional. Já para os casos de fonte de fissão (problema de autovalor), encontramos, sem o parâmetro albedo, os fluxos de nêutrons, os fatores de multiplicação efetivos (Keff), e a potência gerada por região. Comparamos os resultados com albedo para uma região e duas regiões e verificamos a precisão e redução no tempo computacional. A extensão para mais regiões torna-se possível seguindo os passos aqui utilizados, ainda que haja, em contrapartida, um esforço algébrico crescente com o aumento de regiões. / In this dissertation we use the Laplace transform to derive expressions for nonstandard albedo boundary conditions for one and two non-multiplying regions at the ends of onedimensional domains. In practice, the fuel regions of reactor cores are surrounded by refletor regions that reduce neutron leakage. In order to exclude the refletor regions from the calculations, we introduce a reflection coefficient or albedo. We use the present albedo boundary conditions to solve numerically slab-geometry monoenergetic and multigroup diffusion equations using the conventional finite difference method. Numerical results are generated for fixed source and eigenvalue diffusion problems in slab geometry.

Neste trabalho, usamos a transformada de Laplace para desenvolver expressões para as condições de contorno tipo albedo para uma e duas regiões refletoras. Nós apresentamos a aplicação da condição de contorno tipo albedo de maneira não convencional. Na prática, os meios multiplicativos dos reatores nucleares são normalmente circundados por materiais refletores, usados para reduzir a fuga de nêutrons. No intuito de retirar a região refletora dos cálculos, introduzimos um coeficiente de reflexão ou parâmetro albedo. Usamos este parâmetro para resolver numericamente a equação da difusão monoenergética e as equações da difusão multigrupo com dois grupos de energia, tanto com fonte fixa quanto com fonte de fissão, pelo método de diferenças finitas. Para os casos de fonte fixa, encontramos os fluxos de nêutrons sem albedo e comparamos com albedo para uma região e duas regiões e verificamos a precisão e a redução no tempo computacional. Já para os casos de fonte de fissão (problema de autovalor), encontramos, sem o parâmetro albedo, os fluxos de nêutrons, os fatores de multiplicação efetivos (Keff), e a potência gerada por região. Comparamos os resultados com albedo para uma região e duas regiões e verificamos a precisão e redução no tempo computacional. A extensão para mais regiões torna-se possível seguindo os passos aqui utilizados, ainda que haja, em contrapartida, um esforço algébrico crescente com o aumento de regiões. / In this dissertation we use the Laplace transform to derive expressions for nonstandard albedo boundary conditions for one and two non-multiplying regions at the ends of onedimensional domains. In practice, the fuel regions of reactor cores are surrounded by refletor regions that reduce neutron leakage. In order to exclude the refletor regions from the calculations, we introduce a reflection coefficient or albedo. We use the present albedo boundary conditions to solve numerically slab-geometry monoenergetic and multigroup diffusion equations using the conventional finite difference method. Numerical results are generated for fixed source and eigenvalue diffusion problems in slab geometry.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2013-12-04T16:28:53Z No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2012_04.pdf: 1243436 bytes, checksum: 21cec8dd642d8b383ba937a9564db564 (MD5) / Made available in DSpace on 2013-12-04T16:28:53Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2012_04.pdf: 1243436 bytes, checksum: 21cec8dd642d8b383ba937a9564db564 (MD5) Previous issue date: 2012 / O presente trabalho propõe-se a apresentar um método de análise dos limites termohidráulicos de um reator PWR típico através da resolução numérica das equações de transferência de calor aplicado a varetas combustível. Os limites termo-hidráulicos estudados são a temperatura limite do combustível e o DNBR mínimo do projeto. A resolução numérica foi feita através do método de elementos finitos por um código computacional, escrito em linguagem Fortran, gerado especificamente para esse fim e que utiliza o programa GID para a geração da malha de entrada e as saídas gráficas. O Método de Newton-Raphson foi usado neste trabalho para encontrar o valor de parâmetros que otimizem o nível de potência, fazendo com que a temperatura do combustível e o DNBR mínimo alcancem os limites de projeto. A validação foi feita comparando-se os resultados gerados pelo código computacional com os resultados analíticos encontrados no livro de Todreas e Kazimi para varetas concêntricas ao revestimento e com os resultados analíticos encontrados por Nijsing para varetas excêntricas ao revestimento. Foram feitas simulações para estudos de casos onde houve variações na temperatura limite de projeto, na excentricidade das pastilhas combustível, no perfil de distribuição de potência, na vazão mássica e na correlação de DNBR. Esses estudos serviram para verificar a melhor condição de funcionamento do reator considerando as características analisadas. / This study aims to present a method of analysis of thermal hydraulic limits of a typical PWR reactor through numerical solution of the equations of heat transfer applied to the fuel rods. The limits thermo-hydraulic studied are the temperature limit of the fuel and the minimum DNBR project. The numerical solution was performed using the finite element method for a computer code written in Fortran, generated specifically for that purpose and that the program uses GID to mesh generation for input and graphical output. The Newton- Raphson method was used in this work to find the value of parameters that optimize the distribution of power, causing the fuel temperature and minimum DNBR reach the design limits. The validation was performed by comparing the results generated by the computer code with the analytical results found in the book of Todres Kazimi and sticks to the coating and concentric with the analytical results found by Nijsing eccentric rods to the finish. Simulations were made for case studies where there were variations in the temperature range of design, the eccentricity of the fuel pellets, the profile of power distribution, the mass flow rate and correlation of DNBR. These studies served to determine the best operating condition of the reactor considering the characteristics analyzed.

As energias limpas têm contribuído para o aumento de investimento e pesquisas em energia nuclear na última década. No entanto, as ocorrências dos acidentes nucleares ao longo da história ainda geram insegurança para a população em geral. Os órgãos reguladores têm aumentado as exigências de segurança em plantas nucleares e, devido a isto, vêm fazendo esforços na realização de simulações numéricas com programas computacionais de análise de acidentes em instalações nucleares, com a finalidade de garantir a segurança da planta e da população do entorno, antes mesmo de sua construção. No Brasil, para atender as exigências do órgão regulador brasileiro, a administradora dos reatores nucleares nacionais deve apresentar um estudo termo-hidráulico na área de análise de acidentes e transientes operacionais para as instalações nucleares. Isto é feito com a finalidade de licenciar as plantas nucleares, utilizando ferramentas computacionais apropriadas, tais como o código RELAP5. Esse programa computacional é muito eficiente na simulação de acidentes em usinas nucleares, mas não é muito amigável quanto à inserção de seus dados de entrada. Essa dificuldade motivou o desenvolvimento de pré-processadores para auxiliar a preparação dos dados geométricos de plantas nucleares, que é uma parte dos dados de entrada para o código RELAP5. Além disso, antes de iniciar o uso dessas ferramentas computacionais, faz-se necessário que o usuário monte uma nodalização ou modelagem do problema, de forma a representar mais adequadamente a planta e a fenomenologia envolvida durante um acidente ou transiente, sendo que ambas sejam adequadamente atendidas pela ferramenta. O objetivo desse trabalho foi o de criar um pré-processador capaz de auxiliar o usuário na tarefa de preparar os dados de entrada para o código RELAP5 e, também, de auxiliá-lo na elaboração da nodalização necessária para representar de forma mais real possível a planta em estudo. O pré-processador desenvolvido nesse trabalho é gráfico, visual e amigável, de forma a permitir que o usuário inicie a nodalização com o uso desta ferramenta, integrando assim as etapas de modelagem e preparação dos dados de entrada para o código RELAP5 em uma única fase, reduzindo assim, os esforços necessários para a sua realização, otimizando o tempo gasto. Para atingir esse objetivo, foi utilizado como plataforma de desenvolvimento o MS Excel®, uma ferramenta de planilha de cálculo eletrônica largamente utilizada, e foi construído para ele um complemento por meio da linguagem C# e da plataforma .NET. E através desta linguagem, seus recursos de orientação a objetos e total integração com a ferramenta MS Excel®, como Interop e Visual Studio Tools for Office (VSTO) integrados, foi possível um desenvolvimento mais rápido de uma ferramenta eficiente para essa finalidade, fazendo uso de recursos que não estariam disponíveis por meio do VBA (Visual Basic for Applications). O pré-processador desenvolvido nesse trabalho permite a criação da nodalização de um problema termo-hidráulico, onde os componentes hidrodinâmicos são desenhados por meio da automação de AutoShapes do MS Excel® e os dados de entrada desses componentes são alimentados por meio de caixas de diálogo amigáveis e funcionais. Uma vez que o pré-processador foi criado como um complemento para MS Excel®, as linhas de programação do pré-processador criado não ficam restritas a uma única planilha, facilitando sua atualização e redistribuição. O resultado obtido por meio desse trabalho foi o FastLAP, um pré-processador para RELAP5 visual, robusto e amigável. Por meio do FastLAP, criado nesse trabalho, reduziu-se o esforço do usuário do código RELAP5 tanto no preparo da nodalização como no preparo dos dados de entrada para o código, uma vez que a ferramenta é amigável e exibe tanto os nomes das propriedades conforme definidos pelo código RELAP5, bem como os nomes das grandezas físicas reais que estão sendo representadas. O pré-processador foi testado na elaboração da nodalização e dos dados de entrada do RELAP5 para um problema experimental encontrado na literatura e mostrou-se uma poderosa ferramenta gráfica, ajudando os usuários do RELAP5 a organizar visualmente os dados de entrada e oferecendo condições para analisar os resultados mais rapidamente. Esse trabalho criou não somente uma nova ferramenta de apoio para o usuário RELAP5, mas sim uma nova abordagem para a simulação de acidentes termo-hidráulicos com o código, fundindo as duas etapas: de nodalização e preparação dos dados de entrada. / Clean energy has contributed to increased investment and research in nuclear power in the last decade. However, the occurrence of nuclear accidents throughout history still causes the population to feel unsafe. Regulatory agencies have increased the safety requirements in nuclear plants and due to this they have been making efforts to carry out numerical simulations with computing programs for the analysis of accidents in nuclear installations to assure the safety for the plant and the surrounding population, even before its construction. In Brazil, in order to meet the requirements of the Brazilian regulatory agency, the administrator of the national nuclear reactors must present a thermo-hydraulic study in the area of accident analysis and operational transients for nuclear installations. This is done in order to license nuclear plants, using appropriate computational tools, such as the RELAP5 code. This computing program is very efficient in simulation of accidents in nuclear power plants, but it is not very friendly on entering its input data. This issue has motivated the development of preprocessors to assist the preparation of geometric data from nuclear plants, which is part of the input data for the RELAP5 code. In addition, before starting to use these computing tools, the user needs to assemble a nodal or modeling of the problem to better represent the plant and the phenomenology involved during an accident or transient in order to allow both to be properly simulated by the tool. The aim of this work was to create a preprocessor capable of leveraging user on input data preparation for the RELAP5 code as well as assisting him in the creation of the nodalization diagram required to get the best representation as real as possible of the power plant being studied. The preprocessor developed in this work is graphical, visual and user-friendly in order to allow the user to begin the nodalization by using this tool, thus integrating the steps of modeling and preparing the input data for the RELAP5 code in a single phase, and also reducing the efforts needed to achieve it, reducing the time spent in this task. To achieve this goal, MS Excel® a widely used electronic spreadsheet tool was used as a development platform, and a MS-Excel® add-in was built with the C # language and the .NET platform. With the use of this programming language, its object-oriented features and full integration with the MS Excel® tool, thru Interop and Visual Studio Tools for Office (VSTO), it was possible to achieve a faster development of an efficient tool for this purpose, making use of features that would not be available through the Visual Basic for Application (VBA). The preprocessor developed in this work allows the building of the nodalization of a thermo-hydraulic problem, where the hydrodynamic components are designed through the automation of MS Excel® AutoShapes, and the input data of these components are inputted thru friendly and functional interfaces. Once the preprocessor was created as a MS Excel® add-in, the programming lines created are not restricted to a single worksheet, which makes it easier to be updated and redistributed. The result of this work is FastLAP, a RELAP5 Preprocessor, which reduces the user\'s effort in both preparing the nodalization and preparing the input data for RELAP5 code, once the tool is user-friendly and displays both the names of the properties as defined by the RELAP5 code and the names of the actual physical amounts being represented. The preprocessor was tested in the elaboration of the input data for RELAP5 regarding an experimental problem found in the literature and has proven to be a powerful graphical tool, helping RELAP5 users to visually organize the input data and giving conditions for a faster analysis of results. This work created not only a new aid tool for the RELAP5 users, but also a brand-new approach for the simulation of thermo-hydraulic accidents with the code, merging two phases: nodalization and preparation of the input data.

Neste trabalho é desenvolvido um método, que utiliza funções de Green, para a solução analítica da equação de difusão de nêutrons em multigrupo, para um reator refletido, cujo fluxo tem dependência apenas radial e com distribuição de combustível não uniforme no cerne. As propriedades de moderação, difusão e absorção são consideradas diferentes no cerne e refletor. Uma distribuição de densidade de potência, que estabelece a condição de criticalidade do reator, é assumida a priori e determina a distribuição de combustível no cerne. Com auxílio das funções de Green e das condições de continuidade do fluxo e da densidade de corrente de nêutrons na interface cerne-refletor, a equação de difusão em multigrupo é transformada em um sistema de equações lineares, contendo como incógnitas os valores dos fluxos na interface entre as regiões. Resolvido esse sistema, obtém-se os valores dos fluxos na interface e, com eles, a distribuição de fluxo em cada região e para cada grupo. Como verificação do método proposto, é feita uma aplicação numérica, utilizando dois grupos de energia, para um reator TRIGA de 1MW. Nessa aplicação são calculadas, além das distribuições de fluxos para os dois grupos de energia, a distribuição de combustível no cerne, a massa crítica e a potência específica linear, para diferentes distribuições de densidade de potência. / In the present work a method is developed for applying Green\'s functions to obtain an analytical solution o£ the neutron diffusion equation to the case o£ a reflected reactor. The problem of a non-uniform fuel distribution in the core is treated. Multigroup theory is used and the neutron flux is assumed to have only radial dependence. Different values are employed to characterize the moderation, diffusion and absorption properties o£ the core and the reflector. A power density distribution which establishes the reactor critica1 condition \"a priori\" is assumed and is then used to calculate the fuel distribution. By using the Green\'s functions and the continuity relations (for neutron fluxes and neutron current densities) at the core-reflector interface, the multigroup diffusion equation is transformed into a system of linear equations. In this system o£ equations the unknowns are the neutron fluxes at the core- reflector interface. Once this system is solved and the interface fluxes are determined, it follows immediately that the neutron flux distribution in the core and in the reflector is determined. The method employed and proposed in the present study has been applied to the problem of calculating the neutron distribution in a 1MW TRIGA reactor, using two energy group. This numerical application, in addition to calculating the two-group flux distribution, the fuel distribution in the core, the critical mass and the linear specific power for different assumed power density distribution have been evaluated.

Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico / Reatores nucleares de 4 geração do tipo HTGR (reatores de alta temperatura refrigerados a gás) apresentam vantagens em relação a um reator a água pressurizada, do tipo de Angra I e II, como maior eficiência térmica, possibilidade de atingir queimas do combustível dez vezes mais altas e de troca de combustível com o reator em marcha. Devido à alta temperatura do núcleo do reator, eles também são considerados para a produção de hidrogênio, além da produção de energia elétrica. A produção do hidrogênio significa a inserção em um novo mercado para as operadoras das centrais nucleares, com características diferentes do mercado de eletricidade. Esse fato requer um longo preparo das operadoras, porque a compatibilização desses dois mercados na operação das centrais nucleares certamente será uma tarefa complexa. No caso brasileiro, o fornecimento de hidrogênio para o refino do petróleo pode ser o nicho mais claro para a introdução dos reatores nucleares produtores de hidrogênio. No caso do processo de fabricação do combustível nuclear, as caracterizações são realizadas com o intuito de garantir a minimização dos efeitos danosos da queima e da temperatura, de tal forma a assegurar o confinamento dos produtos de fissão e manter o combustível funcionando durante o tempo de sua permanência no núcleo do reator. Contudo a questão metrológica não tem recebido atenção suficiente. Neste trabalho é apresentado o estado da arte do desenvolvimento relativo à produção de hidrogênio por reatores nucleares e uma abordagem para o caso do Brasil. Adicionalmente, foi feito um estudo das técnicas de caracterizações relacionadas com algumas das principais propriedades do combustível nuclear, que são as mais críticas para o seu desempenho. Foram feitos estudos visando à otimização de rotinas experimentais para determinação densidadade, porosidade aberta, difusividade térmica, condutividade térmica e calor específico de pastilhas de UO2. Os valores obtidos nas medições realizadas apresentaram diferenças em relação aos valores reportados na literatura. Uma causa para essa diferença pode ser devido à presença de uma fase com relação O/U maior que 2 nas amostras utilizadas. Embora a difração de raios X não tenha sido capaz de identificar outras fases nas amostras de UO2, a espectroscopia na região do infravermelho se mostrou bastante sensível à presença dessas fases. Sugere-se que esta técnica, devido à sua facilidade experimental, seja incluída nas rotinas de caracterização de UO2, de forma a completar as informações fornecidas pela termogravimetria e a difração de raios X. / HTGR nuclear reactors of the 4th generation have advantages in relation to a pressurized water reactor, like Angra I and II, as higher thermal efficiency, ability to reach burnups ten times higher, and fuel reloading with the reactor running at full power. Due to the high temperature of the reactor core, they are also considered for the production of hydrogen, besides electricity. This work presents a review of the state of the art of developments related to hydrogen production by nuclear reactors and an approach to the case of Brazil. The hydrogen production means the insertion into a new market for nuclear power plants operators with different characteristics from the electricity market. This fact requires a lengthy preparation of the operators, because the convergence of these two markets in the operation of nuclear plants will certainly be a complex task. In Brazil, the supply of hydrogen for oil refining may be the clearest target for the introduction of hydrogen-producing nuclear reactors. In the case of the manufacturing process of nuclear fuel, the characterizations are performed in order to ensure the minimization of the harmful effects of burnups and temperature, so as to ensure the containment of fission products and keep the fuel working during the time of its operation in the reactor core. However, the metrological issues have not received enough attention. In this work characterizations were discussed related to the thermophysical properties of fuel, which are most critical to fuel performance. Studies were conducted focusing on the optimization of experimental procedures. Methodologies are presented to measure the thermal diffusivity, thermal conductivity and specific heat of UO2. The values obtained in the measurements showed significant differences from the oves reported in the literature. One cause for this difference may be due to the presence of a phase with a O / U relation greater than two in the UO2 samples used. Although the X-ray diffraction has not been able to identify other phases in the samples beside UO2, the infrared spectroscopy was very sensitive to the presence of these phases. It is suggested that this technique, because of their experimental facility, is included in the routine characterization of UO2, in order to supplement the information provided by thermogravimetry and X-ray diffraction.

O objetivo desta tese é introduzir uma nova metodologia para a cinética bidimensional multi- grupo de difusão de nêutrons em reatores nucleares. A metodologia apresentada usa uma aproximação polinomial em um domínio homogêneo retangular com condições de contornos não homogêneas. Como ela consiste em uma série de Taylor truncada, sua estimativa de erro varia de acordo com o tamanho do retângulo. Os coeficientes são obtidos principalmente pelas suas relações com o termo independente, que _e determinado pela equação diferencial. Estas relações são obtidas apenas pelas condições de contorno, e é demonstrado serem linearmente independentes. Um esquema numérico é feito para assegurar uma rápida convergência. Estes procedimentos feitos para um retângulo homogêneo são feitos para construir soluções para problemas de autovalor e dependentes do tempo de geometria ortogonal global com parâmetros seccionalmente constantes pelo método iterativo SOR. O autovalor dominante e sua autofunção são obtidos pelo método da potência no problema de autovalor. A solução para casos dependentes do tempo usam o método de Euler modificado na variável tempo. Quatro casos-teste clássicos são considerados para ilustração. / The objective of this thesis is to introduce a new methodology for two{dimensional multi{ group neutron diffusion kinetics in a reactor core. The presented methodology uses a polyno- mial approximation in a rectangular homogeneous domain with non{homogeneous boundary conditions. As it consists on a truncated Taylor series, its error estimates varies with the size of the rectangle. The coefficients are obtained mainly by their relations with the independent term, which is determined by the differential equation. These relations are obtained by the boundary conditions only, and these relations are proven linear independent. A numerical scheme is made to assure faster convergence. The procedures done for one homogeneous rectangle are used to construct the solution of global orthogonal geometry with step{wise constant parameters steady state and time dependent problems by the iterative SOR algo- rithm. The dominant eigenvalue and its eigenfunction are obtained by the power method in the eigenvalue problem. The solution for the time dependent cases uses the modi ed Euler method in the time variable. Four classic test cases are considered for illustration.

Este trabalho teve por objetivo obter revestimento de carbeto de silício para esferas combustíveis utilizadas em reatores nucleares do tipo FBNR, através da sinterização de SiC por reação com silício metálico (RBSiC). As matérias-primas foram moídas em moinho de bolas por 24 horas e as temperaturas utilizadas na sinterização foram de 1500° e 2000°C, durante tempos que variaram de 30 a 240 minutos. As amostras foram caracterizadas quanto a fases cristalinas, densidade, microestrutura e resistência mecânica. As peças sinterizadas a 2000°C apresentaram valores de resistência mecânica na faixa de 95 MPa, e densidade de cerca de 90% foram alcançadas, superiores aos valores encontrados para 1500°C.Foram obtidos revestimentos com as técnicas de gel casting e spin coating. A resistência mecânica desses revestimentos foi de, aproximadamente, 50% das amostras sinterizadas a 2000°C. / The aim of this work was to get covering of silicon carbide for use in nuclear fuel reactors of type FBNR, through the sintering of SiC by reaction bonded silicon carbide (RBSiC). The samples were homogenized in a ball mill and the sintering temperatures were 1500°C and 2200°C, during times that varied of 30 until 240 minutes. The product was characterized by crystalline phases, density, microstructure and mechanical resistance. The samples sintering at 2000°C had presented values of mechanical resistance around of 95 MPa, and density around 90%, better that samples sintering at 1500°C. Gel casting and Spin coating techniques had success in coverings process. The mechanical resistance of this coverings were around 50% of the samples sintering at 2000°C.

As equações da cinétiica pontual de um reator nuclear térmico são integradas numericamente, utilizando um método matricial de continuação analitica. Essas equações são essencialmente não-negativas e possuem um autovalor dominante vinculado à reatividade do sistema. Também, descrevem-se os métodos de Hansen e Porsching.