Made available in DSpace on 2014-10-09T12:53:58Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho tem como objetivo o desenvolvimento de um combustível nuclear de alta densidade e baixo enriquecimento com base na liga ?-UMo, para aplicações nas quais seja necessário desempenho satisfatório a altas temperaturas, considerando-se a sua utilização na forma de dispersão. Para tanto, partiu-se da análise dos resultados dos testes RERTR (sigla em inglês para \"Reduced Enrichment of Research and Test Reactors\") e de alguns trabalhos teóricos envolvendo a elaboração de ligas metaestáveis de ?-urânio. Uma adição ternária é proposta, com base em propriedades de ligas binárias e ternárias de urânio-molibdênio estudadas, e que teve como objetivos um aumento na estabilidade da fase gama do urânio e a facilidade na obtenção dos pós. Assim, as ligas de urânio-molibdênio foram preparadas com adições de Mo de 5 a 10% em peso, e adição de 1 e 3% de elemento ternário (o silício), sobre uma liga base binária de U7Mo. Em todas as fases do processo de preparação, as ligas foram caracterizadas pelas técnicas tradicionais, para determinação de suas propriedades estruturais e mecânicas. Para a elaboração de um processo para a obtenção de pós destas ligas, o seu comportamento sob atmosfera de hidrogênio foi estudado em equipamento de análise térmica e gravimétrica diferencial. Temperaturas variaram da ambiente a 1000oC, por tempos de 15 minutos a 16 horas. A validação destes resultados foi feita em escala semi-piloto, na qual quantidades de 10 a 50g de pós de algumas das ligas foram preparados, sob atmosfera estática de hidrogênio. Os estudos de compatibilidade foram conduzidos expondo-se as ligas à atmosfera de oxigênio e ao contato com alumínio, para a verificação de possíveis reações por meio de análise térmica diferencial. As ligas foram submetidas a aquecimento constante até temperatura de 1000oC, e seu desempenho foi avaliado quanto a maior resistência à reação. 6 Com base nestes resultados, observou-se que as adições ternárias aumentam as temperaturas para a oxidação das ligas e reação com alumínio frente aos binários ?UMo. Um conjunto de condições para hidretação das ligas e fabricação dos pós foi estabelecido, tanto mais restritivos em termos de tempo, temperatura e necessidade de pré-tratamentos quanto mais estável a estrutura ?. Com a adição de ternário em pequeno excesso e formação de fase intergranular, mostrou-se que um aumento na estabilidade não prejudica a formação dos pós. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:43:34Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:53Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06529.pdf: 5364738 bytes, checksum: 3bfbcc89f5f564154bdd1c577958e316 (MD5) / Dissertacao [Mestrado] / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

<p dir="ltr">Protecting workers, the public, and the environment from the potential hazards associated with radiation exposure relies on two disciplines: safety and security. Historically, these two disciplines operate in isolation, but new emerging threats have exploited weaknesses in the disciplines’ isolated practices. A method for overcoming weakness in isolation and strengthening protection is the integration of nuclear safety and security. Integration can provide increased protection for nuclear facilities and operations. This research identifies and fills gaps within integration research that promotes the active practice of integration. </p><p dir="ltr">Eight integration points were identified across the overlap of nuclear safety and security. Definitions for the points of overlap were determined using qualitative research methodologies. These definitions provided measurable aspects of practiced integration among the eight points. The eight integration points were also analyzed for importance using a quantitative methodology known as an analytical hierarchy process with an assisted Monte Carlo simulation. This study found that reactor staff placed access control and transportation of materials as the highest points of importance. However, a 10-year review of United States Nuclear Regulatory Commission violations and citations revealed culture as the most common issue for research reactors. This supports the need for a shift in perspective regarding nuclear safety and security practices.</p><p dir="ltr">An integration assessment tool was designed to measure the active practice of integrative techniques among research reactor staff. When applied to a research reactor, specific integration points were assessed, and an overall integration score for the facility was provided. The results of the integration assessment tool were applied to a newly developed integrated risk model that determined the facility’s vulnerability, consequences, and integrated risk score. </p><p dir="ltr">Through the efforts of this research, the eight points of integration have clearly and concisely identified how integration can be exercised at a facility level—this is something that has not yet been done. This research identified trends in safety and security practices that indicated strengths and weaknesses and how integration can improve those strengths and address the weaknesses. This research also provided a novel risk analysis model focused on actively applied integrative techniques instead of simulated hypothetical probabilities. Through this adjusted focus on integration, this research has found a new method for increasing the safety and security of nuclear operations.</p><p><br></p>

A fabricação autóctone de combustível nuclear no Brasil para reatores de teste e pesquisa está restrita ao combustível MTR (Material Test Reactor) tipo placa em dispersão, com uso da liga U3Si2, revestido e disperso em alumínio, desenvolvido pelo IPEN-SP para utilização no reator IEA-R1. Por outro lado, o combustível de UO2 tipo vareta para reatores de potência é fabricado em Rezende (RJ) com tecnologia alemã pela INB, sob licença. Atualmente, o Brasil está realizando dois programas de desenvolvimento de reatores. Um programa é o desenvolvimento, pela CNEN, do reator multipropósito brasileiro (RMB), para teste, pesquisa e produção de radioisótopos. O outro programa é o desenvolvimento do reator de potência para propulsão naval, realizado pela Marinha do Brasil. O presente trabalho apresenta o desenvolvimento e a caracterização de miniplaca combustível monolítica da liga U-2,5Zr-7,5Nb, revestida em zircaloy (Zry), em escala de laboratório. Devido às suas características e propriedades inovadoras, este combustível poderá ser empregado como combustível tanto em reatores de teste, pesquisa e produtores de radioisótopos quanto em reatores de potência de pequeno e médio portes. Assim, este combustível de elevada potencialidade poderá ser empregado nos reatores nacionais ora em desenvolvimento. Neste trabalho, o desenvolvimento do combustível monolítico tipo placa é feito empregando-se a técnica denominada picture-frame, onde se obtém um sanduíche constituído por um monolito da liga U-2,5Zr-7,5Nb acoplado a uma moldura e revestido por chapas de Zry. A liga de U-2,5Zr-7,5Nb foi obtida pela técnica de fusão em forno de indução e, a seguir, o fundido foi vazado em lingoteira retangular de grafite, alcançando-se assim um lingote com dimensões aproximadas de 170 x 50 x 60 mm. O lingote obtido foi laminado a 850 C, com uma redução de 50% em sua espessura, com objetivo de refinar a estrutura bruta de fusão. Amostras cortadas da liga U-2,5Zr-7,5Nb, com dimensões de 20 x 20 x 6 mm, foram colocadas em molduras e chapas de Zry e unidas por solda TIG (Tungsten Inert Gas) em atmosfera de argônio, obtendo-se amostras de 10 mm de espessura, 45 mm de largura e 100 mm de comprimento. Os sanduíches assim obtidos, foram laminados a quente até se alcançar miniplacas com espessura de 2 mm. Finalmente, as miniplacas foram laminadas a frio, com uma redução total de 10%, com espessura final de 1,8 mm. A liga de U-2,5Zr-7,5Nb foi caracterizada física e microestruturalmente pelas técnicas microdureza Vickers, análise de fases por difração de raios X e microestrutura por microscopias óptica e eletrônica de varredura. A miniplaca foi caracterizada física, microestruturalmente pelas técnicas de radiografia de raios X, ensaio de empolamento, dobramento, análise da união metalúrgica do cerne e revestimento por espectrometria de energia dispersiva de raios X, microestrutura por microscopias óptica e eletrônica de varredura, análise das fases presente no cerne por difração de raios X, microdureza Vickers. Foi possível a obtenção da liga U-2,5Zr-7,5Nb com retenção da fase &#947; e com baixo teor de carbono. As miniplacas obtidas pelo processo de laminação a quente e a frio apresentaram bons resultados quanto a colaminação entre cerne/revestimentos e entre seus revestimentos, a retenção da fase &#947; da liga se manteve após o processo. / The autocthonal production of nuclear fuel in Brazil for test and research reactors is restricted to MTR (Material Test Reactor) fuel type dispersion plate, using U3Si2 alloy, coated and dispersed in aluminum, developed by IPEN-SP for use in IEA-R1 reactor. Moreover, the UO2 fuel rod type for power reactors is manufactured by Rezende (RJ) with a German technology by INB under license. Currently, Brazil is performing two programs of developing reactors. Currently, Brazil is developing two reactors. One of them is the development, by CNEN, the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), for testing, research and radioisotope production. The other one is the development a power reactor for naval propulsion, conducted by the Brazilian Navy. This dissertation presents the development and characterization of monolithic fuel miniplate alloy U-2.5Zr-7.5Nb, coated in zircaloy (ZRY), on a laboratory scale. Due to its innovative features and properties, this fuel can be used as fuel in both test reactors, research and producing radioisotopes for power reactors as small and medium sizes. Thus, this high potential fuel can be used in domestic reactors currently under development. The development of monolithic fuel plate type is made using the technique called "picture-frame" where a sandwich composed of a monolith alloy U-2.5Zr- 7.5Nb coupled to a frame and coated sheets of Zry is obtained. The alloy U-2.5Zr-7.5Nb was obtained by melting in an induction furnace and then was cast into rectangular ingots of graphite, thus achieving an ingot with approximate dimensions of 170 x 50 x 60 mm. The obtained ingot was hot rolled at 850 C, with a 50 % reduction in thickness, in order to refine the raw structure of fusion. Samples cut from the alloy U-2.5Zr-7.5Nb, with dimensions 20 x 20 x 6 mm were placed in frames and plates Zry and joined by TIG (Tungsten Inert Gas) under an atmosphere of argon, obtaining a set of 10 mm thick, 45 mm wide and 100 mm long. The sandwiches were hot rolled to achieve miniplates with a thickness of 2mm. Finally, the miniplates were cold rolled, with a total reduction of 10%, with a final thickness of 1.8 mm. The alloy U-2,5Zr-75Nb was characterized by physical and microstructural techniques Vickers microhardness, phase analysis by X-ray diffraction and microstructure by optical and scanning electron microscopy. The miniplate was characterized by physical and microstructural techniques of X-ray radiography, blistering test, bending test, analysis of metallurgical union of meat and coating spectrometric energy dispersive X-ray, microstructure by optical and scanning electron, phase analysis of the meat by X-ray and Vickers microhardness. It was possible to obtain the alloy U-2.5Zr-7.5Nb with retained &#947; phase and low carbon content. Miniplates obtained by hot and cold rolling process showed good results as colamination between core/cladding and between their coats, retention of &#947; phase in the alloy remained after the process.

Nenhuma / Phase transformations in U-Mo alloys, in the as-cast condition, with Mo additions of 5, 7 to 10 wt.%, were investigated by performing artificial aging heat treatments at temperatures of 300 to 500 C. The use of scanning electronic microscopy with field emission gun and electrostatic force microscopy, in combination with conventional microstructural characterization techniques, allowed the detailed description of the microstructure in terms of the constitution and morphology of the transformation product phases which had not yet been reported for U-Mo alloys. The dendritic structure of the as-cast condition was characterized by the presence of molybdenum segregation, which was evidenced by the variation of the Mo content around the nominal composition of the alloys, between the centre and boundaries of the dendrites. The influence of Mo segregation was observed after the artificial ageing heat treatments carried out at both temperatures. Segregated regions with Mo contents below 6.3% presented twinned microstructures, associated with diffuse X-ray diffraction patterns and a remarkable hardening related to disorder-order transformation type, after aging at 300 oC. When submitted to ageing at 500 C, such Mo contents lead to a complete decomposition of the &#61472;phase or its o variant into a non-lamellar constituent composed by the gamma and alpha phases with microhardness above 580 HV. The heterogeneous nucleation of a lamellar constituent, whose morphology is typical of the divergent discontinuous precipitation mechanism, reported for U-Nb alloys, was responsible for the consumption of the non-lamellar constituent with the extension of the ageing heat treatment. Mo contents between 6.3 and 8.0% determined the absence of twinned morphology after ageing at 300 C, showing a hardening effect only for the 240 hours treatment, as a result of the disorder-order reaction. The cellular decomposition of the phase in these regions took place after ageing at 500 C. A two-phase and alpha e gamma constituent with lamellar morphology and a typical hardness of 450 HV was observed. In the case of the U-10Mo alloy, three transformation mechanisms were observed after ageing at 500 C, as a result of Mo segregation. The lamellar constituent was found in the dendrites boundaries whose Mo contents ranged between 7.4 and 8.6%. For the intermediate portions between the center and the dendrites boundaries, known as interdendritic region, where Mo contents between 8.6 and 10.2% were found, there was no decomposition of the gamma phase in the early stages of aging while the precipitation of the gamma phase, with acicular or Widmanstätten morphology, was noticed in the central portion of the dendrites, with Mo contents ranging from 10.2 to 12.0%. This observation is an evidence that the ability to stabilize the phase provided by the Mo, passes through a maximum and corresponds to the eutectoid composition of U-Mo system, unlike previous reports in the literature which relate a delay in the onset of phase decomposition even for Mo contents higher than 10%.

A segurança de instalações nucleares é uma preocupação mundial que tem crescido, sobretudo, após o acidente nuclear de Fukushima. O estudo de acidentes em reatores nucleares de pesquisa tal como o Acidente de Perda de Refrigerante (APR), considerado por muitas vezes um acidente base de projeto, é importante para garantir a integridade da instalação. O APR pode levar ao descobrimento parcial ou total do núcleo do reator e, como condição de segurança, deve-se garantir que haja a remoção do calor de decaimento dos elementos combustíveis. Esse trabalho teve o objetivo de realizar experimentos de descobrimento parcial e total no Elemento Combustível Instrumentado (ECI), construído no Instituto de Pesquisas Energética e Nucleares (IPEN), a fim de estudar os possíveis APRs em reatores de pesquisa. Uma seção de testes, denominada STAR, foi projetada e construída para simular os APRs. O ECI foi irradiado no núcleo do reator IEA-R1 (IPEN) e inserido na STAR, que ficou totalmente imersa na piscina do reator. No ECI, foram instalados termopares para medição das temperaturas do revestimento e do fluido em várias posições axiais e radiais. Foram realizados experimentos para cinco níveis de descobrimento do ECI, um total e quatro parciais, em duas condições distintas de calor de decaimento. Na análise dos resultados, verificou-se que os casos de descobrimento total foram os mais críticos, ou seja, as temperaturas do revestimento foram as maiores quando comparadas com os casos de descobrimentos parciais. Adicionalmente, foi realizada a simulação numérica de dois experimentos com o código RELAP5, cujos resultados demonstraram ótima concordância com os dos níveis experimentais, e temperaturas maiores que as experimentais. As máximas temperaturas do revestimento alcançadas em todos os experimentos ficaram bem abaixo da temperatura de empolamento do combustível, que é de 500°C. Assim, a STAR provou ser um aparato experimental seguro e confiável para a realização de experimentos de perda de refrigerante. / The safety of nuclear facilities has been a growing global concern mainly after the Fukushima nuclear accident. Studies on nuclear research reactor accidents such as the Loss of Coolant Accident (LOCA), considered many times a design basis accident, are important for guaranteeing the integrity of the plant. A LOCA may lead to the partial or complete uncovering of the fuel assemblies and assured decay heat removal is a safety condition. This work aimed to perform partial and complete uncovering experiments in the Instrumented Fuel Assembly (IFA) designed at the Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) in order to study possible LOCAs in research reactors. A test section for experimental simulation of Loss of Coolant Accident named STAR was designed and built. The IFA was irradiated in the IEA-R1 and installed in the STAR, which was totally immersed in the reactor pool. Thermocouples were installed in the IFA to measure the clad and fluid temperatures in several axial and radial positions. The experiments were carried out for five levels of uncovering of IFA, being one complete uncovering and four partial uncovering, in two different conditions of decay heat. In the results analysis was observed that the cases of complete uncovering of the IFA were the most critical ones, that is, those cases presented higher clad temperatures when compared with partial uncovering cases. Additionally, a numerical simulation of two experiments was carried out by using the RELAP 5 code. The numerical results showed an optimum agreement with the experimental levels results and greater than the experimental temperatures. The maximum clad temperatures reached in all experiments were quite below the fuel blister temperature, which is 500 °C. Therefore, the STAR has proven to be a safe and reliable experimental apparatus for conducting loss of coolant experiments.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:04Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:44Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:24:49Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:53Z (GMT). No. of bitstreams: 1 00422.pdf: 1756629 bytes, checksum: 85b8a14cae110a01c2e28df8958192d9 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IEA/D / Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-04-10T16:42:50Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-04-10T16:42:50Z (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 2014-10-09T12:35:04Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:44Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta a realização de experimentos no reator nuclear IPEN/MB-01 submetido à presença de um refletor com água pesada instalado na sua face oeste. Após a instalação do refletor no reator foram conduzidos três tipos de experimentos: A calibração das barras de controle, a verificação da influência do aumento da temperatura do moderador na reatividade e a medição das taxas de reações por meio da irradiação de fios e folhas de ativação. Devido às propriedades nucleares de interação de nêutrons com água pesada, notadamente sua elevada capacidade de espalhamento e sua baixa capacidade de absorção, é possível notar alterações no funcionamento do reator observadas pelas mudanças dos padrões de retiradas e inserções de barras de controle no núcleo. Essas alterações são apresentadas no decorrer do trabalho. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP