Made available in DSpace on 2014-10-09T12:32:54Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:46Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:32:54Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:46Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Três métodos de obtenção de pó de U3O8 de alta densidade foram estudados: trituração de pastilhas sInterizadas de U3O8; sinterização de grânulos de U3O8 calcinado; e sinterização de grânulos de diuranato de amônio (DUA). Testes foram conduzidos variando-se a temperatura e o tempo de calcinação do DUA, bem como o tempo de sinterização, resultando em dez lotes de U3O8. Os processos foram comparados em termos de características dos pós obtidos, rendimento granulométríco e número de etapas. O teor de impurezas, a área de superfície específica, a estequiometria, a morfologia, a densidade, a distribuição de porosidade e a identificação de fases foram considerados como parametros de caracterização dos pós. As principais conclusões mostraram que o segundo método (no qual o DUA foi calcinado a 600°C por 3h) forneceu os melhores resultados. Além disso, o terceiro método também produziu bons resultados, porém com dificuldades de manuseio do DUA. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Thesis (Ph. D.)--University of Missouri-Columbia, 1996. / Typescript. Vita. Includes bibliographical references (leaves 161-164). Also available on the Internet.

Thesis (Ph. D.)--University of Missouri-Columbia, 1996. / Typescript. Vita. Includes bibliographical references (leaves 161-164). Also available on the Internet.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:37:26Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:03:22Z (GMT). No. of bitstreams: 1 02035.pdf: 5072972 bytes, checksum: 35b1e5339204e26ba5bab9ad7bcf8a76 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:37:26Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:03:22Z (GMT). No. of bitstreams: 1 02035.pdf: 5072972 bytes, checksum: 35b1e5339204e26ba5bab9ad7bcf8a76 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

M.Sc. / Due to the demand for medical isotopes, new Materials Testing Reactors (MTR's) are being considered and built globally. Different countries all have varying design requirements resulting in a plethora of different designs. South-Africa is also considering a new MTR reactor for dedicated medical radio-isotope production. A neutronic analysis of these various designs is used to ascertain/evaluate the viability of each. Most safety and utilization parameters can be calculated from the neutron flux. The code systems that are used to perform these analysis are either stochastic or deterministic in nature. In performing such an analysis the tracking of the depletion of isotopes is essential, to ensure that the modeled macroscopic cross-sections are as close as possible to that of the actual reactor. Stochastic methods are currently too slow when performing depletion analysis, but are very accurate and flexible. Deterministic based methods, on the other hand are much faster, but are generally not as accurate or flexible due to the approximations made in solving the Boltzmann Transport Equation. The aim of this work is therefore to synergistically use a deterministic (diffusion) code to obtain an equilibrium material distribution for a given design and a stochastic (Monte Carlo) code to evaluate the neutronics of the resulting core model - therefore applying a hybrid approach to conceptual core design. A comparison between the hybrid approach and the diffusion code demonstrates the limitations and strengths of the diffusion-based calculational path for various core designs. In order to facilitate the described process, and implement it in a consistent manner, a computational tool termed COREGEN has been developed. This tool facilitates the creation of neutronics models of conceptual reactor cores for both the Monte Carlo and diffusion codes in order to implement the described hybrid approach. The system uses the Monte-Carlo based MCNP code system developed at Los Alamos National Laboratory as stochastic solver, and the nodal diffusion based OSCAR-4 code system developed at Necsa as the deterministic solver. Given basic input for a core design, COREGEN will generate a detailed OSCAR-4 and MCNP input model. An equilibrium core obtained by running OSCAR-4, is then used in the MCNP model. COREGEN will analyze the most important core parameters with both codes and provide comparisons. In this work, various MTR reactor designs are evaluated to meet the primary requirement of isotope production. A heavy water reflected core with 20 isotope production rigs was found to be the most promising candidate. Based on the comparison of the various parameters between Monte Carlo and diffusion for the various cores, we found that the diffusion based OSCAR-4 system compares well to Monte Carlo in the neutronic analysis of cores with in-core irradiation positions (average error 4.5% in assembly power). However, for the heavy water reflected cores with ex-core rigs, the diffusion method differs significantly from the MonteCarlo solution in the rig positions (average error 17.0% in assembly power) and parameters obtained from OSCAR must be used with caution in these ex-core regions. The solution of the deterministic approach in in-core regions corresponded to the stochastic approach within 7% (in assembly averaged power) for all core designs.

Três métodos de obtenção de pó de U3O8 de alta densidade foram estudados: trituração de pastilhas sInterizadas de U3O8; sinterização de grânulos de U3O8 calcinado; e sinterização de grânulos de diuranato de amônio (DUA). Testes foram conduzidos variando-se a temperatura e o tempo de calcinação do DUA, bem como o tempo de sinterização, resultando em dez lotes de U3O8. Os processos foram comparados em termos de características dos pós obtidos, rendimento granulométríco e número de etapas. O teor de impurezas, a área de superfície específica, a estequiometria, a morfologia, a densidade, a distribuição de porosidade e a identificação de fases foram considerados como parametros de caracterização dos pós. As principais conclusões mostraram que o segundo método (no qual o DUA foi calcinado a 600°C por 3h) forneceu os melhores resultados. Além disso, o terceiro método também produziu bons resultados, porém com dificuldades de manuseio do DUA. / Three preparation methods of high-density U3O8 powder have been studied: grinding of sintered U3O8 pellets, sintering of calcined U3O8 granules; and sintering of ammonium diuranate (ADU) granules. Experiments have been carried out varying ADU calcination time and temperature as well as sintering time, yielding ten U3O8 batches. Powder characteristics, granulometric yield, and number of process steps have been taken into account for comparison purposes. Impurity content, specific surface area, stoichiometry, morphology, density, porosity distribution and phase identification have been considered as parameters for powder characterization. The main conclusions show that the second method (following a 6000C/3h ADU calcination) gives the best results. Moreover, the third method gives also good results, but there were some difficulties with ADU handling.

Três métodos de obtenção de pó de U3O8 de alta densidade foram estudados: trituração de pastilhas sInterizadas de U3O8; sinterização de grânulos de U3O8 calcinado; e sinterização de grânulos de diuranato de amônio (DUA). Testes foram conduzidos variando-se a temperatura e o tempo de calcinação do DUA, bem como o tempo de sinterização, resultando em dez lotes de U3O8. Os processos foram comparados em termos de características dos pós obtidos, rendimento granulométríco e número de etapas. O teor de impurezas, a área de superfície específica, a estequiometria, a morfologia, a densidade, a distribuição de porosidade e a identificação de fases foram considerados como parametros de caracterização dos pós. As principais conclusões mostraram que o segundo método (no qual o DUA foi calcinado a 600°C por 3h) forneceu os melhores resultados. Além disso, o terceiro método também produziu bons resultados, porém com dificuldades de manuseio do DUA. / Three preparation methods of high-density U3O8 powder have been studied: grinding of sintered U3O8 pellets, sintering of calcined U3O8 granules; and sintering of ammonium diuranate (ADU) granules. Experiments have been carried out varying ADU calcination time and temperature as well as sintering time, yielding ten U3O8 batches. Powder characteristics, granulometric yield, and number of process steps have been taken into account for comparison purposes. Impurity content, specific surface area, stoichiometry, morphology, density, porosity distribution and phase identification have been considered as parameters for powder characterization. The main conclusions show that the second method (following a 6000C/3h ADU calcination) gives the best results. Moreover, the third method gives also good results, but there were some difficulties with ADU handling.

A fabricação autóctone de combustível nuclear no Brasil para reatores de teste e pesquisa está restrita ao combustível MTR (Material Test Reactor) tipo placa em dispersão, com uso da liga U3Si2, revestido e disperso em alumínio, desenvolvido pelo IPEN-SP para utilização no reator IEA-R1. Por outro lado, o combustível de UO2 tipo vareta para reatores de potência é fabricado em Rezende (RJ) com tecnologia alemã pela INB, sob licença. Atualmente, o Brasil está realizando dois programas de desenvolvimento de reatores. Um programa é o desenvolvimento, pela CNEN, do reator multipropósito brasileiro (RMB), para teste, pesquisa e produção de radioisótopos. O outro programa é o desenvolvimento do reator de potência para propulsão naval, realizado pela Marinha do Brasil. O presente trabalho apresenta o desenvolvimento e a caracterização de miniplaca combustível monolítica da liga U-2,5Zr-7,5Nb, revestida em zircaloy (Zry), em escala de laboratório. Devido às suas características e propriedades inovadoras, este combustível poderá ser empregado como combustível tanto em reatores de teste, pesquisa e produtores de radioisótopos quanto em reatores de potência de pequeno e médio portes. Assim, este combustível de elevada potencialidade poderá ser empregado nos reatores nacionais ora em desenvolvimento. Neste trabalho, o desenvolvimento do combustível monolítico tipo placa é feito empregando-se a técnica denominada picture-frame, onde se obtém um sanduíche constituído por um monolito da liga U-2,5Zr-7,5Nb acoplado a uma moldura e revestido por chapas de Zry. A liga de U-2,5Zr-7,5Nb foi obtida pela técnica de fusão em forno de indução e, a seguir, o fundido foi vazado em lingoteira retangular de grafite, alcançando-se assim um lingote com dimensões aproximadas de 170 x 50 x 60 mm. O lingote obtido foi laminado a 850 C, com uma redução de 50% em sua espessura, com objetivo de refinar a estrutura bruta de fusão. Amostras cortadas da liga U-2,5Zr-7,5Nb, com dimensões de 20 x 20 x 6 mm, foram colocadas em molduras e chapas de Zry e unidas por solda TIG (Tungsten Inert Gas) em atmosfera de argônio, obtendo-se amostras de 10 mm de espessura, 45 mm de largura e 100 mm de comprimento. Os sanduíches assim obtidos, foram laminados a quente até se alcançar miniplacas com espessura de 2 mm. Finalmente, as miniplacas foram laminadas a frio, com uma redução total de 10%, com espessura final de 1,8 mm. A liga de U-2,5Zr-7,5Nb foi caracterizada física e microestruturalmente pelas técnicas microdureza Vickers, análise de fases por difração de raios X e microestrutura por microscopias óptica e eletrônica de varredura. A miniplaca foi caracterizada física, microestruturalmente pelas técnicas de radiografia de raios X, ensaio de empolamento, dobramento, análise da união metalúrgica do cerne e revestimento por espectrometria de energia dispersiva de raios X, microestrutura por microscopias óptica e eletrônica de varredura, análise das fases presente no cerne por difração de raios X, microdureza Vickers. Foi possível a obtenção da liga U-2,5Zr-7,5Nb com retenção da fase γ e com baixo teor de carbono. As miniplacas obtidas pelo processo de laminação a quente e a frio apresentaram bons resultados quanto a colaminação entre cerne/revestimentos e entre seus revestimentos, a retenção da fase γ da liga se manteve após o processo. / The autocthonal production of nuclear fuel in Brazil for test and research reactors is restricted to MTR (Material Test Reactor) fuel type dispersion plate, using U3Si2 alloy, coated and dispersed in aluminum, developed by IPEN-SP for use in IEA-R1 reactor. Moreover, the UO2 fuel rod type for power reactors is manufactured by Rezende (RJ) with a German technology by INB under license. Currently, Brazil is performing two programs of developing reactors. Currently, Brazil is developing two reactors. One of them is the development, by CNEN, the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), for testing, research and radioisotope production. The other one is the development a power reactor for naval propulsion, conducted by the Brazilian Navy. This dissertation presents the development and characterization of monolithic fuel miniplate alloy U-2.5Zr-7.5Nb, coated in zircaloy (ZRY), on a laboratory scale. Due to its innovative features and properties, this fuel can be used as fuel in both test reactors, research and producing radioisotopes for power reactors as small and medium sizes. Thus, this high potential fuel can be used in domestic reactors currently under development. The development of monolithic fuel plate type is made using the technique called "picture-frame" where a sandwich composed of a monolith alloy U-2.5Zr- 7.5Nb coupled to a frame and coated sheets of Zry is obtained. The alloy U-2.5Zr-7.5Nb was obtained by melting in an induction furnace and then was cast into rectangular ingots of graphite, thus achieving an ingot with approximate dimensions of 170 x 50 x 60 mm. The obtained ingot was hot rolled at 850 C, with a 50 % reduction in thickness, in order to refine the raw structure of fusion. Samples cut from the alloy U-2.5Zr-7.5Nb, with dimensions 20 x 20 x 6 mm were placed in frames and plates Zry and joined by TIG (Tungsten Inert Gas) under an atmosphere of argon, obtaining a set of 10 mm thick, 45 mm wide and 100 mm long. The sandwiches were hot rolled to achieve miniplates with a thickness of 2mm. Finally, the miniplates were cold rolled, with a total reduction of 10%, with a final thickness of 1.8 mm. The alloy U-2,5Zr-75Nb was characterized by physical and microstructural techniques Vickers microhardness, phase analysis by X-ray diffraction and microstructure by optical and scanning electron microscopy. The miniplate was characterized by physical and microstructural techniques of X-ray radiography, blistering test, bending test, analysis of metallurgical union of meat and coating spectrometric energy dispersive X-ray, microstructure by optical and scanning electron, phase analysis of the meat by X-ray and Vickers microhardness. It was possible to obtain the alloy U-2.5Zr-7.5Nb with retained γ phase and low carbon content. Miniplates obtained by hot and cold rolling process showed good results as colamination between core/cladding and between their coats, retention of γ phase in the alloy remained after the process.