Made available in DSpace on 2014-10-09T12:34:17Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:34:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:10Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:34:17Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O IPEN/CNEN-SP fabrica combustíveis para uso no seu reator nuclear de pesquisas, o IEA-R1. Para qualificar os seus combustíveis tem que comprovar o bom desempenho destes sob irradiação. Como o Brasil não possui reator nuclear de pesquisa com altos fluxos de nêutrons ou células quentes apropriadas para a realização de exames pós-irradiação de combustíveis nucleares, o IPEN/CNEN-SP conduziu um programa de qualificação operacional de elementos combustíveis empregando compostos de urânio já internacionalmente testados sob irradiação e qualificados para uso em reatores de pesquisas, obtendo experiência nas etapas de desenvolvimento tecnológico de fabricação de placas combustíveis, irradiação e ensaios não destrutivos pós-irradiação. Foram fabricados e irradiados diretamente no núcleo do IEA-R1, com sucesso, elementos combustíveis contendo dispersões com baixas frações volumétricas de combustível. Entretanto, existem planos no IPEN/CNEN-SP para aumentar a densidade de urânio dos seus combustíveis. O objetivo deste trabalho de tese consistiu no estudo e proposição de aplicação de um conjunto de métodos não destrutivos para a qualificação dos combustíveis a dispersão de U3O8-Al e U3Si2-Al com alta densidade de urânio fabricados no IPEN/CNEN-SP. Para tanto, foram considerados os recursos de irradiação e a aplicação, na piscina do reator IEA-R1, de métodos não destrutivos disponíveis na Instituição. A proposta consiste em especificar, fabricar e irradiar miniplacas combustíveis, nas densidades máximas já qualificadas internacionalmente e efetuar acompanhamento das condições gerais das mesmas, ao longo do período de irradiação, por meio de métodos não destrutivos na piscina do reator. Além dos métodos de inspeção visual e de sipping já empregados na Instituição, foi concluída a infraestrutura para realização de ensaios dimensionais sub-aquáticos para a avaliação do inchamento das miniplacas combustíveis irradiadas. As análises dos resultados darão subsídios para avaliar e decidir a continuidade ou não das irradiações das miniplacas, até que sejam alcançadas as queimas estipuladas para os testes de irradiação no IEA-R1. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:34:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:10Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares IPEN-CNEN/SP atualmente produz rotineiramente o combustível nuclear necessário para a operação de seu reator de pesquisas IEA-R1. Esse combustível é formado por placas combustíveis contendo núcleos de compósitos U3Si2-Al, obtidas por laminação. O processo de laminação atualmente implantado foi desenvolvido com base em informações obtidas na literatura, as quais foram usadas como premissas para a definição dos atuais procedimentos de fabricação, segundo uma metodologia de caráter essencialmente empírico. Apesar do processo de laminação atual estar perfeitamente estável e reprodutível, ele não é totalmente conhecido. O objetivo deste trabalho é caracterizar o processo de laminação de placas combustíveis adotado pelo IPEN, especificamente no que se refere à evolução dos parâmetros dimensionais da placa combustível em função da sua deformação no processo de laminação. Estão apresentados resultados da evolução das espessuras do núcleo e revestimentos da placa combustível ao longo da sua deformação, assim como dos defeitos terminais, microestrutura e porosidade do núcleo. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:46:10Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:57Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07537.pdf: 6037545 bytes, checksum: e5c0c7ed539b9c85328768099422ceff (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:27Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:40Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:46:10Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:57Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07537.pdf: 6037545 bytes, checksum: e5c0c7ed539b9c85328768099422ceff (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:27Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:40Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / No Brasil e no mundo a tecnologia nuclear vem ocupando posição de destaque com diversas aplicações na indústria, geração de energia, meio ambiente e na medicina, melhorando a qualidade de exames e tratamentos, consequentemente, a vida das pessoas. O urânio é o principal elemento utilizado em instalações nucleares, servindo como material base desde a geração de eletricidade à fabricação de radiofármacos. Nos anos 50, em meio à guerra fria, a então recém-criada Agência Internacional de Energia Atômica se propôs a supervisionar instalações nucleares e incentivar a fabricação de combustíveis nucleares com baixo teor de urânio, conhecidos como combustíveis do tipo Material Test Reactor (MTR), fabricados inicialmente na forma de U3O8 e mais tarde o U3Si2, ambos dispersos em alumínio. A utilização desta tecnologia requer uma constante melhoria de todos os processos que envolvem a fabricação do MTR sujeita a diversos protocolos internacionais, os quais procuram garantir a confiabilidade desse combustível do ponto de vista prático e ambiental. Dentro desse contexto, o controle de impurezas, do ponto de vista da economia de nêutrons, afeta diretamente a qualidade de qualquer combustível nuclear, fazendo-se necessário um controle rigoroso. A literatura reporta procedimentos que, além de gerar resíduos, são demorados e dispendiosos, pois necessitam de curva de calibração univariada e materiais de referência. Assim, o objetivo deste trabalho é estabelecer e validar uma metodologia de análise química quantitativa não destrutiva, de baixo custo e tempo de análise, tal como, minimizar a geração de resíduo para a determinação multielementar dos maiores constituintes (Utotal e Si) e as impurezas (B, Mg, Al, Cr, Mn, Fe, Co, Ni, Cu, Zn, Mo, Cd e outros) presentes em U3O8 e U3Si2, atendendo as necessidades de reatores nucleares na qualificação de combustíveis nucleares do tipo MTR. Para tanto, foi aplicada a técnica de fluorescência de raios X que permite análises químicas rápidas e não destrutivas, além de não necessitar de tratamentos químicos prévios (dissolução, digestão e outros) na fase de preparação de amostras. Para as correções de efeitos espectrais e de matriz foram aplicados e avaliados os métodos de parâmetros fundamentais, de curva de calibração univariada e de calibração multivariada. Os resultados foram comparados por meios de testes estatísticos em conformidade com a norma ISO 17025 com os MRCs (123(1-7) e 124(1-7)) de U3O8 da New Brunswick Laboratory (NBL) e 16 amostras de U3Si2 cedidas pelo CCN do IPEN-CNEN-SP. A quimiometria demonstrou-se um método promissor para a determinação de maiores e menores constituintes em combustíveis nuclear a base de U3O8 e U3Si2, uma vez que a precisão e exatidão são estatisticamente iguais aos métodos de análises volumétrica, gravimétrica e ICP-OES. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas 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