Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2017-05-25T13:33:55Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-05-25T13:33:55Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O processo de sinterização de pastilhas de UO2-Gd2O3 tem sido investigado devido à sua importância na indústria nuclear e ao comportamento complexo durante a sinterização. A sinterização é bloqueada a partir de 1300°C, quando a densificação é deslocada na direção de maiores temperaturas e a densidade final obtida é diminuída. Esta pesquisa contempla o desenvolvimento de combustíveis nucleares para reatores de potência visando aumentar a sua eficiência no núcleo do reator através da elevação da taxa de queima. Foi estudado o uso do Gd2O3 de tamanho nanométrico, na faixa de 10 a 30nm, o qual foi adicionado ao UO2, visando verificar a possibilidade de evitar-se o característico bloqueio da sinterização devido ao efeito Kirkendall observado em pesquisas anteriores. As amostras foram produzidas por meio da mistura mecânica a seco dos pós de UO2 e de 7% Gd2O3 (macroestruturado e nanométrico). Os pós foram compactados e as pastilhas foram sinterizadas a 1700°C sob atmosfera de H2. Os resultados indicam que o característico bloqueio da sinterização no sistema UO2-Gd2O3 macroestruturado, que ocorre na faixa de temperatura de 1300-1500°C, retardando a densificação, foi observado de forma menos intensa quando o Gd2O3 nanométrico foi utilizado, ocorrendo à temperatura de 900°C, e facilitando a densificação posterior. Os ensaios dilatométricos indicaram uma retração de 22, 18 e 20% respectivamente nas pastilhas de UO2, UO2-7%Gd2O3 macro e UO2-7% Gd2O3nanométrico. Foi verificada uma retração 2% maior quando o Gd2O3 nanométrico foi utilizado quando comparada com a obtida com o uso do Gd2O3 macro, usado comercialmente, resultando em pastilhas com densidade adequada para uso como combustível nuclear. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-11-11T16:39:02Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-11-11T16:39:02Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O reator de pesquisas IEA-R1 opera em regime de 40 h semanais à potência de 4,5 MW. Nestas condições, os cestos disponíveis para o armazenamento dos elementos combustíveis irradiados possuem menos de metade da sua capacidade inicial. Assim, nestas condições de operação, teremos apenas cerca de seis anos de capacidade para armazenamento. Considerando que a vida útil desejada do IEA-R1 seja de pelo menos mais 20 anos, será necessário aumentar a capacidade de armazenamento de combustível irradiado. Dr. Henrik Grahn, especialista da Agência Internacional de Energia Atômica sobre o armazenamento molhado (em piscinas de estocagem), ao visitar o reator IEA-R1 (setembro/2012) fez algumas recomendações. Entre elas, a concepção e instalação de cestos fabricados com aço inoxidável borado e internamente revestidos com uma película de alumínio, de modo que a corrosão dos elementos combustíveis não ocorresse. Após uma revisão da literatura sobre opções de materiais disponíveis para esse tipo de aplicação chegamos ao BoralcanTM fabricado pela 3M devido suas propriedades. Este trabalho apresenta estudos sobre a análise de criticalidade com o código computacional MCNP-5 utilizando duas bibliotecas americanas de dados nucleares avaliados (ENDF/B-VI e ENDF/B-VII) comparativamente. Estas análises demonstraram a possibilidade de dobrar a capacidade de armazenamento de elementos combustíveis, no mesmo espaço ocupado pelos cestos atuais, atendendo a demanda do reator de pesquisas IEA-R1 e também satisfazendo os requisitos de segurança da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e da Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA). / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP