Este estudo teve como objetivo estabelecer diretrizes para realização da Contabilidade Ambiental no Ciclo do Combustível Nuclear, tendo como estudo de caso a Unidade de Produção de Hexafluoreto de Urânio do Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo. A ciência contábil, em sua vertente Contabilidade Ambiental, fornece um conjunto de ferramentas aptas a mensurar os esforços de proteção, conservação, recuperação e monitoramento do meio ambiente na etapa de Conversão, que vai do concentrado de urânio, o yellow cake, até a fabricação do hexafluoreto de urânio. Foram realizadas pesquisas, visitas, levantamento do banco de dados, entrevistas e consultas ao Relatório Preliminar de Análise de Segurança para se obter o porcentual dos gastos relativos à preservação ambiental que a unidade estudada investiu em relação ao total do gasto do empreendimento. E também foi realizada a valoração da área verde preservada, sendo possível o levantamento do Balanço Ambiental. / The main objective of this research is to establish guidelines to fit the Environment Account in the Nuclear Fuel Cycle, using as study of case the Uranium Hexafluoride Production Unit of Centro Tecnológico da Marinha in São Paulo. The Environment Accounting, branch of the accounting science, supply a source of tools capable to measure the protection efforts, the nature preservation, the environment monitoring and the recovering during all the Conversion phase (since the Uranium concentrated, the yellow cake, up to the Uranium hexafluoride production). It was performed several researches, visits to the Centre, databank creation, interviews and extensive consulting to the Preliminary Safety Report, in order to obtain the percentage of the total expenses related to environment protection in regarding to the total amount invested in the unit. It was also evaluated the total preserved green area making possible a preliminary environment accounting balance.

O combustível nuclear queimado (CNQ) é retirado do reator nuclear após exaurir sua eficiência de geração de energia. Após ser retirado do reator, esse combustível é temporariamente armazenado em piscinas com água na própria instalação do reator. Durante esse tempo, o calor gerado e os elementos radioativos presentes, de meia-vida média e curta, caem até níveis que permitem retirar o combustível queimado da piscina e enviá-lo para depósitos temporários de via seca. Nessa fase, o material precisa ser armazenado segura e eficazmente de forma que possa ser recuperado em futuro próximo, ou disposto como rejeito radioativo. A quantidade de combustível queimado cresce anualmente e, nos próximos anos, vai aumentar mais ainda por causa da construção de novas instalações de geração de energia de origem nuclear. Nos dias de hoje, o número de instalações novas voltou a atingir os níveis da década de 1970, porque é maior que a quantidade de ações de descomissionamento de instalações antigas. Antes que seja tomada qualquer decisão, seja a de recuperar o combustível remanescente ou considerar o CNQ como rejeito radioativo, o mesmo precisa ser isolado em um dos diferentes tipos de armazenagem existentes no mundo. No presente estudo mostra-se que a armazenagem do CNQ, via seca, em cascos é a opção mais vantajosa. Propõe-se um modelo de casco autóctone para combustível de reatores de potência e de uma instalação de armazenagem para abrigar esses cascos. É um estudo multidisciplinar no qual foi desenvolvida a parte conceitual de engenharia e que poderá ser usada para que o CNQ nacional, retirado dos reatores brasileiros de potência, seja armazenado com segurança por um longo período até que as autoridades brasileiras decidam o local para deposição final. / Spent nuclear fuel (SNF) is removed from the nuclear reactor after the depletion on efficiency in generating energy. After the withdrawal from the reactor core, the SNF is temporarily stored in pools at the same site of the reactor. At this time, the generated heat and the short and medium lived radioactive elements decay to levels that allow removing SNF from the pool and sending it to temporary dry storage. In that phase, the fuel needs to be safely and efficiently stored, and then, it can be retrieved in a future, or can be disposed as radioactive waste. The amount of spent fuel increases annually and, in the next years, will still increase more, because of the construction of new nuclear plants. Today, the number of new facilities back up to levels of the 1970s, since it is greater than the amount of decommissioning in old installations. As no final decision on the back-end of the nuclear fuel cycle is foreseen in the near future in Brazil, either to recover the SNF or to consider it as radioactive waste, this material has to be isolated in some type of storage model existing around the world. In the present study it is shown that dry SNF storage is the best option. A national cask model for SNF as well these casks storage installation are proposed. It is a multidisciplinary study in which the engineering conceptual task was developed and may be applied to national SNF removed from the Brazilian power reactors, to be safely stored for a long time until the Brazilian authorities will decide about the site for final disposal.

O combustível nuclear queimado (CNQ) é retirado do reator nuclear após exaurir sua eficiência de geração de energia. Após ser retirado do reator, esse combustível é temporariamente armazenado em piscinas com água na própria instalação do reator. Durante esse tempo, o calor gerado e os elementos radioativos presentes, de meia-vida média e curta, caem até níveis que permitem retirar o combustível queimado da piscina e enviá-lo para depósitos temporários de via seca. Nessa fase, o material precisa ser armazenado segura e eficazmente de forma que possa ser recuperado em futuro próximo, ou disposto como rejeito radioativo. A quantidade de combustível queimado cresce anualmente e, nos próximos anos, vai aumentar mais ainda por causa da construção de novas instalações de geração de energia de origem nuclear. Nos dias de hoje, o número de instalações novas voltou a atingir os níveis da década de 1970, porque é maior que a quantidade de ações de descomissionamento de instalações antigas. Antes que seja tomada qualquer decisão, seja a de recuperar o combustível remanescente ou considerar o CNQ como rejeito radioativo, o mesmo precisa ser isolado em um dos diferentes tipos de armazenagem existentes no mundo. No presente estudo mostra-se que a armazenagem do CNQ, via seca, em cascos é a opção mais vantajosa. Propõe-se um modelo de casco autóctone para combustível de reatores de potência e de uma instalação de armazenagem para abrigar esses cascos. É um estudo multidisciplinar no qual foi desenvolvida a parte conceitual de engenharia e que poderá ser usada para que o CNQ nacional, retirado dos reatores brasileiros de potência, seja armazenado com segurança por um longo período até que as autoridades brasileiras decidam o local para deposição final. / Spent nuclear fuel (SNF) is removed from the nuclear reactor after the depletion on efficiency in generating energy. After the withdrawal from the reactor core, the SNF is temporarily stored in pools at the same site of the reactor. At this time, the generated heat and the short and medium lived radioactive elements decay to levels that allow removing SNF from the pool and sending it to temporary dry storage. In that phase, the fuel needs to be safely and efficiently stored, and then, it can be retrieved in a future, or can be disposed as radioactive waste. The amount of spent fuel increases annually and, in the next years, will still increase more, because of the construction of new nuclear plants. Today, the number of new facilities back up to levels of the 1970s, since it is greater than the amount of decommissioning in old installations. As no final decision on the back-end of the nuclear fuel cycle is foreseen in the near future in Brazil, either to recover the SNF or to consider it as radioactive waste, this material has to be isolated in some type of storage model existing around the world. In the present study it is shown that dry SNF storage is the best option. A national cask model for SNF as well these casks storage installation are proposed. It is a multidisciplinary study in which the engineering conceptual task was developed and may be applied to national SNF removed from the Brazilian power reactors, to be safely stored for a long time until the Brazilian authorities will decide about the site for final disposal.

Neste trabalho foram desenvolvidos calculos neutrônicos, termo-hidráulicos e de segurança para avaliar a seguranca operacional de um dispositivo de irradiação a ser colocado no núcleo do reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. Este dispositivo de irradiação é utilizado para alojar miniplacas de combustvel do tipo dispers~ao de U3O8-Al e U3Si2-Al, com 19,75% em peso de 235U e densidades, respectivamente, de ate 3,2 gU/cm3 e 4,8 gU/cm3. Estas miniplacas serão irradiadas a queimas acima de 50% do 235U, de forma a qualificar este tipo de dispersão para utilização no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), em concepção. Para os calculos neutrônicos, foram utilizados os programas computacionais 2DB e CITATION. O programa FLOW foi utilizado para determinar o fluxo de refrigerante no irradiador, permitindo o cálculo das temperaturas máximas atingidas nas miniplacas de combustível com o programa MTRCR-IEA-R1. Um Acidente de Perda de Refrigerante (APR) foi analisado com os programas computacionais LOSS e TEMPLOCA, permitindo o cálculo das temperaturas nas miniplacas de combustível após o esvaziamento da piscina do reator. Os cálculos demonstraram que a irradiação deverá ocorrer sem consequências adversas no núcleo de reator IEA-R1. / Neutronic, thermal-hydraulics and accident analysis calculations were developed to estimate the safety of a Miniplate Irradiation Device (MID) to be placed in the IEA-R1 reactor core. The irradiation device is used to receive miniplates of U3O8-Al and U3Si2- Al dispersion fuels, LEU type (19.75 % 235U) with uranim densities of, respectively, 3.2 gU/cm3 and 4.8 gU/cm3. The fuel miniplates will be irradiated to nominal 235U burnup levels of 50% and 80%, in order to qualify the above high-density dispersion fuels to be used in the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), now in the conception phase. For the neutronic calculation, the computer codes CITATION and 2DB were utilized. The computer code FLOW was used to calculate the coolant ow rate in the irradiation device, allowing the determination of the fuel miniplate temperatures with the computer model MTRCR-IEA-R1. A postulated Loss of Coolant Accident (LOCA) was analyzed with the computer codes LOSS and TEMPLOCA, allowing the calculation of the fuel miniplate temperatures after the reactor pool draining. The calculations showed that the irradiation should occur without adverse consequences in the IEA-R1 reactor.

Neste trabalho foram desenvolvidos calculos neutrônicos, termo-hidráulicos e de segurança para avaliar a seguranca operacional de um dispositivo de irradiação a ser colocado no núcleo do reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. Este dispositivo de irradiação é utilizado para alojar miniplacas de combustvel do tipo dispers~ao de U3O8-Al e U3Si2-Al, com 19,75% em peso de 235U e densidades, respectivamente, de ate 3,2 gU/cm3 e 4,8 gU/cm3. Estas miniplacas serão irradiadas a queimas acima de 50% do 235U, de forma a qualificar este tipo de dispersão para utilização no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), em concepção. Para os calculos neutrônicos, foram utilizados os programas computacionais 2DB e CITATION. O programa FLOW foi utilizado para determinar o fluxo de refrigerante no irradiador, permitindo o cálculo das temperaturas máximas atingidas nas miniplacas de combustível com o programa MTRCR-IEA-R1. Um Acidente de Perda de Refrigerante (APR) foi analisado com os programas computacionais LOSS e TEMPLOCA, permitindo o cálculo das temperaturas nas miniplacas de combustível após o esvaziamento da piscina do reator. Os cálculos demonstraram que a irradiação deverá ocorrer sem consequências adversas no núcleo de reator IEA-R1. / Neutronic, thermal-hydraulics and accident analysis calculations were developed to estimate the safety of a Miniplate Irradiation Device (MID) to be placed in the IEA-R1 reactor core. The irradiation device is used to receive miniplates of U3O8-Al and U3Si2- Al dispersion fuels, LEU type (19.75 % 235U) with uranim densities of, respectively, 3.2 gU/cm3 and 4.8 gU/cm3. The fuel miniplates will be irradiated to nominal 235U burnup levels of 50% and 80%, in order to qualify the above high-density dispersion fuels to be used in the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), now in the conception phase. For the neutronic calculation, the computer codes CITATION and 2DB were utilized. The computer code FLOW was used to calculate the coolant ow rate in the irradiation device, allowing the determination of the fuel miniplate temperatures with the computer model MTRCR-IEA-R1. A postulated Loss of Coolant Accident (LOCA) was analyzed with the computer codes LOSS and TEMPLOCA, allowing the calculation of the fuel miniplate temperatures after the reactor pool draining. The calculations showed that the irradiation should occur without adverse consequences in the IEA-R1 reactor.

Este estudo teve como objetivo estabelecer diretrizes para realização da Contabilidade Ambiental no Ciclo do Combustível Nuclear, tendo como estudo de caso a Unidade de Produção de Hexafluoreto de Urânio do Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo. A ciência contábil, em sua vertente Contabilidade Ambiental, fornece um conjunto de ferramentas aptas a mensurar os esforços de proteção, conservação, recuperação e monitoramento do meio ambiente na etapa de Conversão, que vai do concentrado de urânio, o yellow cake, até a fabricação do hexafluoreto de urânio. Foram realizadas pesquisas, visitas, levantamento do banco de dados, entrevistas e consultas ao Relatório Preliminar de Análise de Segurança para se obter o porcentual dos gastos relativos à preservação ambiental que a unidade estudada investiu em relação ao total do gasto do empreendimento. E também foi realizada a valoração da área verde preservada, sendo possível o levantamento do Balanço Ambiental. / The main objective of this research is to establish guidelines to fit the Environment Account in the Nuclear Fuel Cycle, using as study of case the Uranium Hexafluoride Production Unit of Centro Tecnológico da Marinha in São Paulo. The Environment Accounting, branch of the accounting science, supply a source of tools capable to measure the protection efforts, the nature preservation, the environment monitoring and the recovering during all the Conversion phase (since the Uranium concentrated, the yellow cake, up to the Uranium hexafluoride production). It was performed several researches, visits to the Centre, databank creation, interviews and extensive consulting to the Preliminary Safety Report, in order to obtain the percentage of the total expenses related to environment protection in regarding to the total amount invested in the unit. It was also evaluated the total preserved green area making possible a preliminary environment accounting balance.

Fez-se uma revisão bibliográfica de algumas versões do processo thorex-ácido para o reprocessamento dos diferentes combustíveis de tório existentes.Os fluxogramas das diferentes etapas do processo foram avaliados em experimentos com misturadores-decantadores. Considerou-se o tratamento de um combustível de tório de baixa queima, relação em massa Th/U ';V 100/1, proposto para uma fase inicial da implantação de reatores rápidos regeneradores para o Brasil. Estudou-se o comportamento de alguns produtos de fissão com a utilização de traçadores radioativos. Foram necessárias modificações nas variáveis de processo a fim de se obter baixas perdas de 233U e 232Th. Propõe-se um fluxograma thorex-ácido modificado, para o tratamento de combustíveis de tório, avaliado em um ciclo completo de operação. Obteve-se elevados fatores de descontaminação de tório em urânio, com uma razoável descontaminação de urânio em tório.

Este trabalho tem como objetivo estudar as modificações introduzidas, ao longo de sucessivas versões, nos modelos empíricos do programa computacional FRAPCON utilizado para a simulação do comportamento sob irradiação de varetas combustíveis de Reatores a Água Leve Pressurizada (Pressurized Water Reactor - PWR) em regime de estado estacionário e sob condições de alta queima. No estudo, foram analisados os modelos empíricos utilizados pelo FRAPCON e que são apresentados em sua documentação oficial. Um estudo bibliográfico foi conduzido sobre os efeitos da alta queima em combustíveis nucleares visando melhorar o entendimento dos modelos utilizados pelo FRAPCON nestas condições. Foram feitas simulações do comportamento sob irradiação de uma vareta combustível típica de um reator PWR utilizando as versões 3.3, 3.4 e 3.5 do FRAPCON. Os resultados apresentados pelas diferentes versões do programa foram comparados entre si de forma a verificar as consequências das mudanças de modelo nos parâmetros de saída do programa. Foi possível observar que as modificações introduzidas trouxeram diferenças significativas nos resultados de parâmetros térmicos e mecânicos da vareta combustível, principalmente quando se evoluiu da versão FRAPCON-3.3 para a versão FRAPCON-3.5. Nessa ultima versão, obteve-se menores temperaturas na vareta combustível, menores tensões e deformações no revestimento, menor espessura da camada de oxido formada no revestimento a altas queimas na vareta combustível. / This work studies the modifications implemented over successive versions in the empirical models of the computer program FRAPCON used to simulate the steady state irradiation performance of Pressurized Water Reactor (PWR) fuel rods under high burnup condition. In the study, the empirical models present in FRAPCON official documentation were analyzed. A literature study was conducted on the effects of high burnup in nuclear fuels and to improve the understanding of the models used by FRAPCON program in these conditions. A steady state fuel performance analysis was conducted for a typical PWR fuel rod using FRAPCON program versions 3.3, 3.4, and 3.5. The results presented by the different versions of the program were compared in order to verify the impact of model changes in the output parameters of the program. It was observed that the changes brought significant differences in the results of the fuel rod thermal and mechanical parameters, especially when they evolved from FRAPCON-3.3 version to FRAPCON-3.5 version. Lower temperatures, lower cladding stress and strain, lower cladding oxide layer thickness were obtained in the fuel rod analyzed with the FRAPCON-3.5 version.

Este trabalho tem como objetivo estudar as modificações introduzidas, ao longo de sucessivas versões, nos modelos empíricos do programa computacional FRAPCON utilizado para a simulação do comportamento sob irradiação de varetas combustíveis de Reatores a Água Leve Pressurizada (Pressurized Water Reactor - PWR) em regime de estado estacionário e sob condições de alta queima. No estudo, foram analisados os modelos empíricos utilizados pelo FRAPCON e que são apresentados em sua documentação oficial. Um estudo bibliográfico foi conduzido sobre os efeitos da alta queima em combustíveis nucleares visando melhorar o entendimento dos modelos utilizados pelo FRAPCON nestas condições. Foram feitas simulações do comportamento sob irradiação de uma vareta combustível típica de um reator PWR utilizando as versões 3.3, 3.4 e 3.5 do FRAPCON. Os resultados apresentados pelas diferentes versões do programa foram comparados entre si de forma a verificar as consequências das mudanças de modelo nos parâmetros de saída do programa. Foi possível observar que as modificações introduzidas trouxeram diferenças significativas nos resultados de parâmetros térmicos e mecânicos da vareta combustível, principalmente quando se evoluiu da versão FRAPCON-3.3 para a versão FRAPCON-3.5. Nessa ultima versão, obteve-se menores temperaturas na vareta combustível, menores tensões e deformações no revestimento, menor espessura da camada de oxido formada no revestimento a altas queimas na vareta combustível. / This work studies the modifications implemented over successive versions in the empirical models of the computer program FRAPCON used to simulate the steady state irradiation performance of Pressurized Water Reactor (PWR) fuel rods under high burnup condition. In the study, the empirical models present in FRAPCON official documentation were analyzed. A literature study was conducted on the effects of high burnup in nuclear fuels and to improve the understanding of the models used by FRAPCON program in these conditions. A steady state fuel performance analysis was conducted for a typical PWR fuel rod using FRAPCON program versions 3.3, 3.4, and 3.5. The results presented by the different versions of the program were compared in order to verify the impact of model changes in the output parameters of the program. It was observed that the changes brought significant differences in the results of the fuel rod thermal and mechanical parameters, especially when they evolved from FRAPCON-3.3 version to FRAPCON-3.5 version. Lower temperatures, lower cladding stress and strain, lower cladding oxide layer thickness were obtained in the fuel rod analyzed with the FRAPCON-3.5 version.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2013-12-09T12:44:21Z No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2010_02.pdf: 4504821 bytes, checksum: 7805c686fa12fb269985ec56ad47ddd7 (MD5) / Made available in DSpace on 2013-12-09T12:44:21Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2010_02.pdf: 4504821 bytes, checksum: 7805c686fa12fb269985ec56ad47ddd7 (MD5) Previous issue date: 2010 / Este trabalho propõe-se ao desenvolvimento de um método de resolução de equações de transferência de calor aplicado em varetas combustíveis utilizando o método dos elementos finitos, com a finalidade de se avaliar o desempenho e a segurança deste sistema nuclear. Foi elaborado em Fortran um programa para avaliar as equações que governam o problema, as condições de contorno e aplicar as propriedades dos materiais em regime permanente. Este programa utiliza a geração da malha de entrada e as saídas gráficas geradas pelo programa GID. O método desenvolvido foi validado em relação à solução analítica encontrada no livro de Todreas e Kazimi com erro inferior a 0,2% e com relação à solução analítica aprimorada de Nijsing para vareta axissimétrica e com excentricidade com erro inferior a 3,6%. Foram desenvolvidas aplicações com a utilização de correlações para propriedades com dependência da temperatura na resolução de vareta axissimétrica e na resolução de uma vareta com excentricidade. O método desenvolvido, caso venha a ser implementado, permitirá a avaliação de varetas combustíveis nas situações apresentadas e em outros cenários, além de agregar uma ferramenta de valor substancial na análise de varetas. / This work proposes the development of a method of solving equations of heat transfer applied in fuel rods using the finite element method, in order to evaluate the performance and safety of the nuclear system. Was prepared in a Fortran program to evaluate the equations governing the problem, the boundary conditions and apply the properties of materials on a steady state. This program uses the mesh generation input and graphical output generated by the program GID. The method was validated against the analytical solution found in the book Todreas and Kazimi with error less than 0.2% and with respect to the improved analytical solution of Nijsing for axisymmetry rod and eccentricity rod with error less than a 3.6%. Applications have been developed with the use of correlations for properties with the temperature dependence of resolution axisymmetry rod and the resolution of a rod with eccentricity. The method developed, should it be implemented, would allow the assessment of fuel rods in the given situations and other scenarios, as well as adding a tool of substantial value in the analysis of rods.