A method has been developed that uses uranium hexafluoride as the internal standard to quantitatively determine trace impurities in the uranium hexafluoride using relative response factors. A computer program was written to control the mass spectrometer and determine the concentrations of target impurities present. Overlapping spectra are deconvoluted using the Gauss-Seidel iterative method. The composition of the sample is determined by comparing the peak height ratios of the target impurities to the internal standard. Measurement parameters are easily modified using the menu driven program. A flexible database allows the list of target impurities to be extended to accommodate any changes in analytical requirements. The method has been adapted for automatic on-line measurements. The technique was evaluated by analysing a number of carefully prepared standards. Nine target impurities were studied which ranged in concentration from parts per million to percentages. An overall precision of fifteen percent was obtained. / Dissertation (MSc)--University of Pretoria, 1993. / gm2013 / Chemistry / unrestricted

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 / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:55:29Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:54Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:54:43Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:22Z (GMT). No. of bitstreams: 1 12787.pdf: 6588986 bytes, checksum: a3586e859638aca4e1c3dc8d0f2d914b (MD5) / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

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

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:55:29Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:54Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) é uma Instituição de Pesquisas e Desenvolvimento que está localizada dentro de uma área densamente povoada, na cidade de São Paulo. O ciclo do combustível nuclear foi desenvolvido desde o yellow cake até o enriquecimento dentro do IPEN. Após esta etapa, toda técnica foi repassada à iniciativa privada e à Marinha do Brasil (CTM/SP). Algumas usinas do ciclo do combustível estavam em nível semi-industrial, com produção de mais de 20 kg.h-1. Como Instituto de Pesquisa, o IPEN cumpriu sua função no ciclo de combustível, que é desenvolver e repassar a tecnologia. Com a necessidade de se encontrar um lugar para implantar novos projetos, o espaço físico escolhido foi no local onde se achava a Usina de Produção de Hexafloreto de Urânio (UF6), que estava inativa há alguns anos e apresentava riscos de vazamento em potencial, o que poderia ocasionar agressão ao meio ambiente e riscos de acidentes graves. O descomissionamento desta usina exigiu um cuidadoso planejamento por ser um trabalho nunca realizado no Brasil, numa unidade desse tipo com riscos eminentes, visto que envolvia o gás fluoridetro (HF) e ácido fluorídrico, solução altamente corrosiva. Fizeram-se avaliações criteriosas e desenvolveram-se equipamentos especiais, com o intuito de evitar vazamentos e riscos de acidente. No trabalho de descomissionamento, foram obedecidas as normas da CNEN em todas as operações realizadas. Foi calculado o impacto ambiental, que se mostrou desprezível sendo que as doses de radiação, após o térmíno do trabalho, estavam dentro dos limites de público, podendo a área ser liberada para nova utilização. O tipo de descomissionamento realizado foi de remoção completa, retirando-se todos os materiais e equipamentos. Todos os rejeitos foram tratados e/ou armazenados em instalações adequadas. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:54:43Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:22Z (GMT). No. of bitstreams: 1 12787.pdf: 6588986 bytes, checksum: a3586e859638aca4e1c3dc8d0f2d914b (MD5) / Há mais de 25 anos, a Marinha do Brasil vem empreendendo recursos e pessoal em um programa nuclear cujo principal objetivo é o domínio da tecnologia necessária para o projeto e construção de um reator nuclear de potência e de produção de combustível nuclear para propulsão naval. Um projeto de longo prazo tende a ser muito suscetível quanto à perda de parcelas essenciais de conhecimento. O presente trabalho tem como objetivo identificar ações e iniciativas que possam potencializar o aprendizado e a disseminação de conhecimentos em uma organização que desenvolve projetos complexos por um longo período. A revisão da literatura sobre a Gestão do Conhecimento permitiu ao pesquisador selecionar uma referência que indica como as pessoas envolvidas em um projeto obtêm as informações e conhecimentos necessários às suas atividades, os utilizam para agregar valor e como elas aprendem e contribuem para a organização, a fim de evitar dificuldades posteriores. A metodologia adotada foi um estudo de caso da implantação da Unidade de Hexafluoreto de Urânio, que vem sendo desenvolvido pelo Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo. Por meio da aplicação de entrevistas estruturadas e abertas, foi possível identificar alguns fatores relacionados com a obtenção e disseminação do conhecimento que podem ser desenvolvidos. O resultado deste trabalho foi uma proposta de ações e iniciativas visando melhorar a obtenção do conhecimento, sua construção e manutenção pela organização e a contribuição, por parte das pessoas, dos conhecimentos adquiridos para a própria organização. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Le combustible nucléaire utilisé dans les réacteurs actuels doit répondre à une spécification de composition en ²³⁵U différente de celle de l’uranium naturel. Il est alors nécessaire de procéder à un enrichissement en part fissile avant de fabriquer le combustible utilisé en réacteur. Cet enrichissement est réalisé par centrifugation en phase gaz en utilisant l’uranium sous forme d’hexafluorure d’uranium UF₆. Ce composé clé est fabriqué par l’usine COMHUREX à partir de UF₄, et doit répondre à des exigences de pureté, et sa manipulation, à des exigences de sécurité. Cette molécule est très réactive sous forme gazeuse ou liquide et une corrosion du dispositif industriel métallique est constatée. Cette corrosion doit être étudiée afin d’envisager la pollution causée par les produits de corrosion ou encore la durée de vie de l’installation. L’enjeu de cette thèse est de combler les insuffisances de la littérature sur la question de la corrosion par UF₆ liquide à 80°C, qui n’a jusqu’alors pas fait l’objet de recherches publiées. Des équipements adaptés à la réalisation d’essais de corrosion en milieu nucléaire, à 80°C et 3 bars de pression, et des procédures anoxiques d’analyses de ces essais ont dû être mis en place. La réalisation d’essais de corrosion du fer, matériau modèle, par UF₆ liquide à 80°C a ensuite pu être entreprise afin de déterminer la nature des produits de corrosion, la structure de la couche de corrosion et la cinétique de la réaction entre le fer et UF₆ liquide à 80°C. Ces informations ont pu permettre une réflexion sur le mécanisme de corrosion. Ce manuscrit présente le dispositif et la procédure d’essai mise en place permettant la réalisation d’essais de corrosion puis les résultats obtenus. La nature et la structure de la couche de corrosion ont été obtenues grâce aux précautions anoxiques utilisées tout au long des essais réalisés. Deux comportements distincts sont observés. L’origine expérimentale de cette divergence est discutée. La réflexion sur les observations expérimentales, telles que la nature ou les rapports d’épaisseurs des différentes couches, permet de proposer différentes hypothèses sur le mécanisme de corrosion. Un mécanisme de corrosion du fer par UF₆ liquide à 80°C est donc proposé. / The nuclear fuel used in today’s power plants requires a precise uranium isotope composition which is different from natural uranium. Thus, an enrichment process is required, for which gaseous centrifugation is employed using uranium hexafluoride (UF₆). This compound is obtained by fluorination of UF₄ and its handling is submitted to security issues. This compound is highly reactive, in gaseous or liquid state, and the metallic industrial production setup is corroded, leading to solid residues at process temperatures. This corrosion has to be considered in order to predict both the process efficiency (purity, output) and the resulting industrial issues (setup lifetime, corking). This study aims at understanding liquid uranium hexafluoride corrosion at 80°C, which remains unstudied to this day. A dedicated novel test setup along with adapted analysis precautions have been developed in order to perform reliable experiments and corrosion products identification, since those products and UF₆ are moisture sensitive. This study mostly focused on the corrosion of iron as a model material in liquid UF₆. The experimental results obtained, allowed us to follow the evolution of the structure and the nature of the corrosion layer. Two different kinds of layer have been observed and the experimental origin of this divergence is discussed. With those experimental results, a corrosion mechanism is suggested for the corrosion of iron in liquid uranium hexafluoride at 80°C.

Substâncias armazenadas e utilizadas em instalações nucleares, tal qual em indústrias convencionais, trazem um perigo inerente devido às suas características físico-químicas. Entre as substâncias de larga utilização em ambos os tipos de indústrias está a amônia, que apresenta características de toxicidade e inflamabilidade, e deve receber cuidado especial no seu armazenamento e utilização. Dessa forma, uma análise de risco tem relevância tanto em termos legais - com foco na obtenção de licenças - quanto na forma de subsídios para o projeto da instalação. Com tal enfoque, este trabalho tem como objetivo propor uma metodologia completa para a análise do risco (tanto individual quanto social) do armazenamento de amônia numa instalação de produção de hexafluoreto de urânio. Isso é realizado através de um vasto levantamento de técnicas e modelos de análise qualitativa e quantitativa, seguido da seleção e proposição daqueles mais adequados ao tipo de instalação foco desta dissertação. Por fim, é verificada a adequação da metodologia proposta através de sua aplicação em um estudo de caso real. / Substances stored and utilized in nuclear installations, as in conventional industries, bring an inherent danger due to their physico-chemical characteristics. Among the widely used substances is ammonia, which presents toxic and flammable characteristics, and should receive special treatment in its storage and use. Thus, a risk analysis has relevance both in legal terms - focused on obtaining licenses - and as insights to the installation design. With such an approach, this work has as objective to propose a complete methodology for the risk analysis (both individual and societal) of the ammonia storage in a uranium hexafluoride production installation. This is done through a large survey of techniques and models of qualitative and quantitative analysis, followed by selection and proposition of those most appropriated to the type of installation that is the focus of this work. Lastly, the appropriateness of the proposed methodology is checked through its application to a real case study.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:30:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:38Z (GMT). No. of bitstreams: 1 01293.pdf: 1218457 bytes, checksum: 4fc6334de8505695e9783162eebf4a08 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IEA/D / Instituto de Energia Atomica - IEA