Made available in DSpace on 2014-10-09T12:54:58Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:31Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O processamento químico a partir do hexafluoreto de urânio (UF6), permite uma flexibilidade na produção de combustíveis à base de siliceto de urânio (U3Si2) e octóxido de urânio (U3O8). Atualmente no IPEN-CNEN/SP desenvolvem-se trabalhos visando o processamento de combustíveis com alta concentração de urânio, por meio da substituição do U3O8 por U3Si2. Para a obtenção de U3Si2, duas possibilidades podem ser consideradas na preparação da matéria-prima utilizada, que é o tetrafluoreto de urânio (UF4), são elas: a redução do urânio presente na solução hidrolisada do UF6 utilizando-se cloreto estanhoso (SnCl2) e a hidrofluoretação do dióxido de urânio (UO2) proveniente do tricarbonato de amônio e uranilo (TCAU). Descreve-se neste trabalho um procedimento para obtenção de tetrafluoreto de urânio (UF4), utilizando-se como matéria-prima os filtrados gerados na preparação de determinados compostos nos processos de reconversão do hexafluoreto de urânio (UF6), mais especificamente o amonioperóxidofluoranato (APOFU). Os filtrados consistem principalmente de uma solução contendo altas concentrações dos íons amônio (NH4 +), fluoreto (F-) e baixa concentração de urânio. O processo descrito visa principalmente a recuperação do NH4F e do urânio, como UF4, por meio da cristalização do bifluoreto de amônio (NH4HF2) e em uma etapa posterior, a adição deste ao UO2, ocorrendo a fluoração e decomposição. O UF4 obtido foi caracterizado química e fisicamente e será reciclado para ser usado na unidade de produção de urânio metálico para a obtenção de U3Si2, utilizado como combustível para o reator IEA-R1m. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Orientadores: Elizabete Jordão, Vanderley de Vasconcelos / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Quimica / Made available in DSpace on 2018-08-08T15:54:28Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Dias_MarcioSoares_D.pdf: 4467183 bytes, checksum: 0454257feb5bb8587142baa338c5666a (MD5) Previous issue date: 2007 / Resumo: A dependência com a temperatura das propriedades térmicas dos materiais faz com que a análise do transiente térmico em varetas combustíveis de reatores nucleares seja não-linear. Tradicionalmente, métodos de diferenças finitas ou de elementos finitos são utilizados para resolver este problema. A remoção efetiva do calor gerado nas varetas combustíveis constitui uma das considerações primárias no projeto de reatores nucleares. Os fabricantes de combustíveis nucleares e as geradoras de energia elétrica de fonte nuclear devem demonstrar a segurança do reator através da análise dos resultados de situações transientes diversas. Estes transientes podem ocorrer tanto em operação normal, quanto em situações de acidentes e devem ser analisados para assegurar que a vareta combustível manterá sua integridade para todas estas condições. A equação de transferência de calor para o combustível é não-linear. Esta equação não-linear de diferenciais parciais pode ser convertida em uma forma linear por meio da transformação baseada nas propriedades térmicas. Este trabalho apresenta a análise teórica aplicada no desenvolvimento de um modelo analítico, aqui chamado de variacionais relativos e direcionado para a modelagem de propriedades térmicas de materiais cerâmicos de aplicação nuclear, em particular o dióxido de urânio, UO2, e o óxido de alumínio, Al2O3. As propriedades térmicas modeladas são aquelas envolvidas no processo de condução de calor em materiais cristalinos: expansão térmica, calor específico, condutividade térmica e as suas formas integrais. No processo de avaliação de dados foram utilizados cerca de 5500 medidas de propriedades físicas e térmicas disponíveis na literatura aberta. Com base neste desenvolvimento é estabelecida a relação linear entre a variação de entalpia e a integral de condutividade térmica do UO2. Esta relação permite resolver, analiticamente, as distribuições espacial e temporal de temperaturas no combustível nuclear para as condições de estado estacionário e de transiente. A solução encontrada aplica-se igualmente outros sistemas onde o balanço de energia seja determinado pelo equilíbrio entre calor armazenado e calor transportado. A modelagem analítica desenvolvida amplia as possibilidades de avaliação crítica da consistência de propriedades térmicas e físicas dos materiais / Abstract: The temperature dependence of the material thermal properties makes the transient thermal analysis of reactor fuel pins to be non-linear. Traditionally, finite difference or finite element methods have been used to solve this problem. Effective heat removal from the fuel pins of a nuclear reactor poses one of the primary considerations in reactor design. Nuclear fuel vendors and nuclear electricity utilities must demonstrate the safety of the reactor by thorough examination of the outcome of various transient situations. These transient effects may occur in normal operation as well as in accident situations and must be analysed to insure the fuel pin maintains its integrity. The governing heat transfer equation for the fuel is non-linear. This non-linear, partial differential equation can be recast into a linear form by introducing a transformation based on material property. This work presents the theoretical analyses to develop a analytical model, here named model of relative variationals, for modelling of thermal properties of nuclear ceramic materials, in matter uranium dioxide, UO2, and aluminium oxide, Al2O3. The modeled thermal properties are those involved in the process of heat transport in crystalline materials: thermal expansion, specific heat, thermal conductivity and their integral forms. In the data evaluation process were used about 5500 measures of physical and thermal properties available in the open literature. Based on this development, the linear relationship has been established between the UO2 enthalpy and thermal conductivity integral. This relationship enables the heat conduction equation to be solved analytically for steady state and transient conditions. The solution is also applied in other systems where the balance of energy is determined by the equilibrium between stored heat and transported heat. The developed analytical modelling enlarges the possibilities for critical evaluation of the thermal and physical properties of the materials / Doutorado / Sistemas de Processos Quimicos e Informatica / Doutor em Engenharia Química

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-02-03T12:02:42Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-02-03T12:02:42Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-02-03T12:02:42Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-02-03T12:02:42Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta e consolida uma metodologia alternativa para a determinação de taxas de reação nuclear ao longo da direção radial das pastilhas combustíveis sem necessidade de intensos fluxos neutrônicos. Esta técnica se baseia na irradiação de um disco de UO2 inserido no interior de uma vareta combustível desmontável no núcleo do reator IPEN/MB-01. Após a irradiação são realizadas várias espectrometrias gama do disco utilizando um detector HPGe alternando sequencialmente 6 colimadores de chumbo com diâmetros diferentes. Consequentemente, as reações nucleares de captura radiativa que ocorrem nos átomos de 238U, juntamente com as fissões que ocorrem em ambos 235U e 238U são mensuradas em função de 6 regiões radiais distintas do disco combustível. As correções de eficiência geométrica devido à introdução dos colimadores no sistema de detecção HPGe são determinadas através do código MCNP-5. As medidas de taxa de fissão são realizadas utilizando o 99Mo como radionuclídeo traçador. Esse radionuclídeo foi estudado e provou-se ideal para estas medidas por possuir um comportamento linear de formação, alto rendimento de fissão e principalmente por emitir fótons de baixa energia. As medidas foram efetuadas irradiando discos de UO2 (com enriquecimento de 4,3%) na posição central do reator IPEN/MB-01 a potência de 100 Watts durante uma hora. Algumas medidas foram realizadas utilizando uma luva de cádmio envolta na vareta combustível para determinar as taxas de reação nuclear na faixa de energia epitérmica. Os resultados experimentais obtidos são comparados a cálculos de taxa de reação nuclear via MCNP-5 utilizando a biblioteca de dados ENDF/B-VII.0, os quais apresentaram discrepâncias de no máximo 9% para as taxas de captura no 238U e 14% para as taxas de fissão no U na faixa epitérmica. Foram obtidos valores máximos de 4,5% para incertezas relativas as taxas de captura total e epitérmica e para as taxas de fissão total e epitérmica valores máximos de 11,3%. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP