Made available in DSpace on 2014-10-09T12:33:34Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:34Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O IPEN-CNEN/SP produz o combustível para suprir o seu reator nuclear de pesquisas IEA-R1. O combustível é montado a partir de placas combustíveis contendo um núcleo do compósito U3Si2-Al. Uma boa homogeneidade na distribuição de urânio no núcleo da placa combustível é essencial, pois garante um bom desempenho sob irradiação. Considerando a baixa potência do reator IEA-R1, atualmente, a distribuição de urânio na placa combustível é avaliada apenas por meio de inspeção visual de radiografias. Contudo, tendo em vista a possibilidade do IPEN fabricar o combustível para o novo Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), que terá potência elevada, tornou-se inadiável o desenvolvimento de uma metodologia para determinar quantitativamente a homogeneidade da distribuição de urânio no combustível. Este trabalho apresenta uma metodologia baseada na atenuação de raios X para quantificar a distribuição da concentração de urânio no núcleo da placa combustível, por meio da análise da densidade óptica de radiografias e comparação com padrões. Os resultados demonstraram a não aplicabilidade do método, considerando a especificação atual para as placas combustíveis, devido ao alto valor do erro intrínseco ao método. Contudo, o estudo dos erros envolvidos na metodologia, buscando aumentar a sua exatidão e precisão, pode viabilizar a aplicação do método para qualificar o produto final. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:45:48Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:04Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07180.pdf: 2177346 bytes, checksum: d1f2f53eb23c2ddfdbc3a34882163240 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:45:48Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:04Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07180.pdf: 2177346 bytes, checksum: d1f2f53eb23c2ddfdbc3a34882163240 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

<p> The Three Beam Gamma Densitometers developed by AECL-WNRE for measurement of void fraction in flowing steam/water mixtures were investigated to determine the major causes of drift and slow response to changes in void fraction. Available remedies were evaluated. The study indicated the following: (1) Using the existing current mode system, considerable reductions in drift and response time may be possible through the following inexpensive modifications: (a) design changes in the photo multiplier tube high voltage circuit, (b) replacement of the detectors with Cadmium Telluride semi-conductor detectors, (c) replacement of the scintillation phosphor with one which exhibits no afterglow such as Bismuth Germanate or Cesium Fluoride, (d) matching voltages of photo multiplier tube outside wall and photocathode, (e) improved stabilization of high voltage and detector temperature. (2) Drift would probably be reduced to less than 0.1%/hour if the existing current mode system were replaced with a simple integral counting mode system at an approximate cost of $5,200 per densitometer. (3) Additions to the above counting mode system of a single channel analyser (S.C.A.) and an automatic gain control unit which uses a reference light would probably completely eliminate drift as well as substantially improve system response. This would require an additional $4,900 per densitometer. </p> <p> It is recommended that these modifications be implemented in the same order as above, on a trial basis, as far as further expenditure is justified.</p> / Thesis / Master of Engineering (MEngr)