Navegação por Autores IPEN "DURAZZO, MICHELANGELO"

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  • IPEN-DOC 12602

    OLIVEIRA, FABIO B.V. de ; RIELLA, HUMBERTO G.; DURAZZO, MICHELANGELO . Gamma uranium-molybdenum alloys behavior under hydrogen atmosphere. In: CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA E CIÊNCIA DOS MATERIAIS, 17., 15-19 de novembro, 2006, Foz do Iguaçu, PR. Anais... 2006. p. 7219-7230.

    Palavras-Chave: uranium alloys; molybdenum alloys; hydration; dehydration; fuel elements; powders; optical microscopy; x-ray diffraction

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  • IPEN-DOC 26447

    SILVA, ANDERSON F.V. da; FAGUNDES, ANA P.; MACUVELE, DOMINGOS L.P.; CARVALHO, ELITA F.U. de ; DURAZZO, MICHELANGELO ; PADOIN, NATAN; SOARES, CINTIA; RIELLA, HUMBERTO G.. Green synthesis of zirconia nanoparticles based on Euclea natalensis plant extract: optimization of reaction conditions and evaluation of adsorptive properties. Colloids and Surfaces A, v. 583, p. 1-10, 2019. DOI: 10.1016/j.colsurfa.2019.123915

    Abstract: The development of nanomaterials has attracted increasing attention recently. The study of new technologies to obtain these materials becomes extremely important since the majority of the nanomaterials synthesized require reagents and solvents. These reagents and solvents are sometimes toxic and may generate harmful residues to the environment and the health of living beings. Therefore, green synthesis is a potential alternative to obtain nanoparticles, sustainably, using ecological sources. This study developed a method of synthesizing the green of zirconia (ZrO2) nanoparticles using Euclea natalensis (Natal gwarri or Natal ebony tree with African origin) plant extract. Moreover, the adsorptive properties against tetracycline were evaluated. A factorial design was applied in the synthesis process, and an optimization of the reaction parameters (plant extract concentration, precursor concentration, and calcination temperature) was also described for the first time in literature. The nanoparticles were characterized using the XRD, FTIR and TEM techniques, and then subjected to batch adsorption tests. The samples presented the zirconia monoclinic and tetragonal phases, according to the XRD analysis, yielding materials with minimum crystallite sizes equal to 5.25 nm. The FTIR spectra confirmed the results obtained by the XRD, presenting band characteristic of the zirconia monoclinic and tetragonal phases. The particles had a rounded morphology with a very low average diameter ranging from 5.90 to 8.54 nm. Moreover, the nanoparticles were applied to the adsorption of tetracycline. The samples were synthesized with vegetal extract and precursor concentration equal to 50 g L−1 and 0.03 mol L−1, respectively, and calcination temperature of 550 °C, presented in the best performance (loading of 30.45 mg g−1). The adsorption capacity of the zirconia synthesized in this study was significantly higher than other common materials applied to tetracycline removal. The green synthesis procedure, as well as the application of the zirconia nanoparticles to the adsorption of an emerging pollutant, were promising.

    Palavras-Chave: nanoparticles; synthesis; zirconium; plants; adsorption; sorptive properties; tetracyclines; antibiotics

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  • IPEN-DOC 28149

    DURAZZO, MICHELANGELO ; CONTURBIA, GIOVANNI L.C.R. ; CARVALHO, ELITA F.U. de . Increasing productivity in the manufacture of UAl2–Al dispersion-plate targets for Mo-99 production. Progress in Nuclear Energy, v. 140, p. 1-9, 2021. DOI: 10.1016/j.pnucene.2021.103920

    Abstract: Molybdenum-99 is the most important isotope because its daughter isotope, technetium-99 m, has been the most widely used medical radioisotope. The primary method employed to produce Mo-99 derives from the fission of U-235 incorporated in so-called irradiation targets. Pushed by the international Mo-99 crisis that occurred in 2009/2010, Brazil has decided to construct a new research reactor, the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), to produce this vital radioisotope to meet the Brazilian domestic demand. As part of this effort, it has been developed the process for manufacturing the target to be used in the production of Mo-99 by nuclear fission. The low enriched uranium (LEU) aluminide with the predominant phase UAl2 was the starting material. The picture-frame technique was used to clad UAl2–Al briquette with aluminum to obtain plate-type targets. It was developed an innovative method that allows increasing the productivity of this type of target based on multi-core rolling. A thermomechanical treatment was designed to get targets composed basically of a mixture of UAl3/UAl4 that are the required phases for a proper radiochemical dissolution after irradiation. The manufacturing process proved to be suitable for domestic production of targets, fulfilling the specification to produce Mo-99 in the Brazilian Multipurpose Reactor.

    Palavras-Chave: radioisotopes; targets; plates; molybdenum 99; enriched uranium; fabrication

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  • IPEN-DOC 18547

    GUSATTI, MARIVONE; CAMPOS, CARLOS E.M. de; BARROSO, GILVAN S.; SOUZA, DANIEL A.R de; RIELLA, HUMBERTO G.; KUHNEN, NIVALDO C.; DURAZZO, MICHELANGELO . Influence of the Precursor Solution Addition Time on the Structural Properties of ZnO Nanocrystals. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON DIFFUSION IN SOLIDS AND LIQUIDS, 8th, 25-29 june, 2012, Istanbul. Proceedings... 2012.

    Palavras-Chave: zinc oxides; nanostructures; crystals; precursor; sodium hydroxides; zinc chlorides; synthesis; x-ray diffraction; transmission electron microscopy

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  • IPEN-DOC 17888

    DURAZZO, MICHELANGELO ; SALIBA-SILVA, ADONIS M. ; CARVALHO, ELITA F.U. de ; RIELLA, HUMBERTO G.. Influence of UOsub(2) stoichiometry on the densification of UOsub(2)-Gdsub(2)Osub(3) nuclear fuel. In: BRAZILIAN CONGRESS, 8th; PAN-AMERICAN CONGRESS ON THERMAL ANALYSIS AND CALORIMETRY, 2rd, April 1-4, 2012, Campos do Jordão, SP. Proceedings... 2012.

    Palavras-Chave: uranium dioxide; gadolinium oxides; nuclear fuels; sintering; stoichiometry

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  • IPEN-DOC 18111

    SALIBA SILVA, ADONIS M. ; MARTINS, ILSON C. ; CARVALHO, ELITA F.U. de ; SILVA, DAVILSON G. da ; RIELLA, HUMBERTO G.; DURAZZO, MICHELANGELO . Interdiffusion studies on hot rolled U-10Mo/AA1050. Materials Research - Ibero-American Journal of Materials, v. 15, n. 6, p. 964-968, 2012.

    Palavras-Chave: uranium-molybdenum fuels; research reactors; interactions; diffusion; layers; rolling

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  • IPEN-DOC 23224

    RESTIVO, THOMAZ A.G. ; DURAZZO, MICHELANGELO ; MELLO-CASTANHO, SONIA R.H. de ; MOREIRA, ANA C.; GRACIANO, SERGIO; TELLES, VICTOR B.; TENORIO, JORGE A.S.. Low-temperature densification of ceramics and cermets by the intermediary stage activated sintering method. Journal of Thermal Analysis and Calorimetry, v. 131, n. 1, p. 249-258, 2018. DOI: 10.1007/s10973-017-6560-5

    Abstract: The article explores new concepts in order to promote ceramic and cermet materials sintering at lower temperatures between 1200 and 1300 C. The principle of the new process method called intermediary stage activated sintering (ISAS) involves the preparation of the ceramic powder with dispersed doping agents, such as nanotubes and fibers, which shape the pore structure at pressed pellets with stable interconnected thin cylinders between the grains. This feature resembles and extends the condition found during the intermediary stage sintering, which enhances the ions diffusion rate along tubular pores to increase shrinkage. Carbon nanotubes (CNT) and nanofibers are homogenized into cubic zirconia and alumina in amounts ranging from 1 to 10 vol% at high-energy milling devices and ultrasound disruptor under ethanol media. Ni, Cu and Mo/MoO3 can be also added to provide tubular channel filling. Sintering of uniaxially pressed pellets is carried out in a dilatometer and tubular furnaces at 1200/1300 C under air, argon and controlled oxygen partial pressure atmospheres. TG/DTA/MS analyses of sample pellets reveal the oxidation and gas release temperature and duration. The results demonstrate the ISAS process concept is valid since it further increases the ceramic final density by 8% of the theoretical density at 1200 C, leading to close the porosity at 1300 C, compared to 1500–1600 C temperatures at conventional process. Short CNT and cellulose nanofiber were found to be the best additives in this sense.

    Palavras-Chave: additives; aluminium oxides; carbon nanotubes; cellulose; ceramics; cermets; comparative evaluations; density; differential thermal analysis; diffusion; molybdenum oxides; nanofibers; oxidation; pore structure; porosity; shrinkage; zirconium oxides

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  • IPEN-DOC 28427

    DURAZZO, MICHELANGELO ; SOUZA, JOSE A.B. ; IANELLI, RICARDO F. ; TAKARA, ERIKI M. ; GARCIA NETO, JOSE S. ; SALIBA-SILVA, ADONIS M. ; CARVALHO, ELITA F.U. de . Manufacturing LEU-foil annular target in Brazil. Annals of Nuclear Energy, v. 165, p. 1-16, 2022. DOI: 10.1016/j.anucene.2021.108646

    Abstract: Molybdenum-99 is the most important isotope because its daughter isotope, technetium-99m, has been the most used medical radioisotope. The primary method used to produce Mo-99 derives from the fission of U-235 incorporated in so-called irradiation targets. Two routes are being developed to make Mo-99 by fissioning with low enriched uranium (LEU) fuel. The first adopts UAlx-Al dispersion plate targets. The second uses uranium metal foil annular targets. The significant advantage of uranium foil targets over UAlx-Al dispersion targets is the high density of uranium metal. This work presents the experience obtained in the development of the uranium metal annular target manufacturing steps. An innovative method to improve the procedure for assembling the uranium foil on the tubular target was presented. The experience attained will help the future production of Mo-99 in Brazil through the target irradiation in the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB).

    Palavras-Chave: uranium; metals; targets; annular space; molybdenum 99; irradiation; foils

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  • IPEN-DOC 17041

    FERRUFINO, FELIPE B.J. ; SALIBA SILVA, ADONIS M. ; CARVALHO, ELITA F.U. de ; RIELLA, HUMBERTO G.; DURAZZO, MICHELANGELO . A method for quantitative evaluation of uranium distribution in dispersion fuels. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd, October 24-28, 2011, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2011, 2011.

    Palavras-Chave: fuel plates; iear-1 reactor; uranium silicides; aluminium; distribution; dispersion nuclear fuels; x radiation; attenuation; accuracy

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  • IPEN-DOC 22351

    DURAZZO, MICHELANGELO ; SILVA, DAVILSON G. da ; SANTOS, LAURO R. dos ; CARVALHO, ELITA F.U. de ; RIELLA, HUMBERTO G.; FONSECA, JULIO C.C.. Método e dispositivo de medição das dimensões do canal de refrigeração em elementos combustíveis tipo placa. Revista da Propriedade Industrial, n. 2269, p. 71, 2014.

    Palavras-Chave: research reactors; measuring instruments; equipment; dimensions; cooling; fuel elements; fuel plates

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  • IPEN-DOC 25792

    RESTIVO, THOMAZ A.G. ; BECCARI, RAFAEL F.; PADILHA, WELLINGTON R.; DURAZZO, MICHELANGELO ; TELLES, VICTOR B.; COLETI, JORGE; YAMAGATA, CHIEKO ; SILVA, ANTONIO C. da ; SUZUKI, EDUARDO; TENORIO, JORGE A.S.; MELLO-CASTANHO, SONIA R.H. . Micrograded ceramic-metal composites. Journal of the European Ceramic Society, v. 39, n. 12, p. 3484-3490, 2019. DOI: 10.1016/j.jeurceramsoc.2019.03.018

    Abstract: The article shows new designed cermets and processes concerning primary to applications as thermal insulation materials with low emissivity. A new projected microstructure was obtained where dense regions (micropellets) rest inside the main porous pellet. The feature resembles a frozen hypercube, therefore such architecture is called hyper-pellet/ cermet. The processing method to obtain the hyper-cermet is based on sequential tape castings and sintering techniques. Ni-zirconia lamellae were prepared by a special mechanochemical process followed by sintering, which remain inside the main pellets as a dense region. The whole pellet is turned to be porous by employing pore-forming additives. All the constituents and porosity shapes are aligned along the disc/ flake planes. Thermal conductivity is estimated for the materials up to 800 °C by a flash diffusivimeter. Ceramographic analyses show graded density regions with directional constituents and pores. Applications of such materials are foreseen as temperature insulation materials and thermal radiation shields.

    Palavras-Chave: cermets; ceramics; radiations; shields; thermal insulation; emissivity; heat transfer; thermal conductivity

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  • IPEN-DOC 29076

    IANELLI, RICARDO F. ; SALIBA-SILVA, ADONIS M. ; TAKARA, ERIKI M. ; GARCIA NETO, JOSE ; SOUZA, JOSE A.B. ; CARVALHO, ELITA F.U. de ; DURAZZO, MICHELANGELO . Nickel electrodeposition in LEU metal foil annular targets to produce Mo-99. Materials Chemistry and Physics, v. 290, p. 1-12, 2022. DOI: 10.1016/j.matchemphys.2022.126620

    Abstract: The most used production route of Mo-99 is through the fission of U-235 in irradiation targets that are irradiated in research reactors. The annular target is a promisor design since it can incorporate high U-235 quantities, thus increasing the production yield of Mo-99. This target type uses a foil of uranium metal enveloped by a thin nickel foil that acts as a diffusion barrier. The process of uranium enveloping with nickel foil is today done manually. This operation risks the nickel foil breaking up during target assembling. In the present work, we studied the nickel electrodeposition over uranium metal foil surfaces to replace nickel foils. A pre-forming procedure of the uranium metal foil by calendering was developed to facilitate the assembling operation. The electrodeposition was done over the uranium foil pre-conformed in a tubular shape. An automated apparatus for electrodeposition of nickel in uranium tubular-shaped foil was developed. The results showed that the high nickel adherence to uranium metal depends on the proper activation of the uranium surface. Among the activation processes studied, the mechanical activation showed good adhesion of the nickel layer, with a loss of only 0.16% of uranium mass. Homogeneous and regular 12 μm thickness electrodeposited layers over the uranium metal were obtained. This work showed that the process could be used in continuous production technology, such as the production of irradiation targets.

    Palavras-Chave: electrodeposition; molybdenum 99; nickel; uranium; foils; targets

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  • IPEN-DOC 17040

    VIEIRA, EDEVAL ; LEAL NETO, RICARDO M. ; DURAZZO, MICHELANGELO . Parametric study of the deformation of dispersion fuel plates. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd, October 24-28, 2011, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2011, 2011.

    Palavras-Chave: fuel plates; uranium silicides; aluminium; rolling; dispersion nuclear fuels; deformation

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  • IPEN-DOC 17039

    DURAZZO, MICHELANGELO ; ROCHA, CLAUDIO J. da ; MESTNIK FILHO, JOSE ; LEAL NETO, RICARDO M. . Powder fabrication of U-Mo alloys for nuclear dispersion fuels. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd, October 24-28, 2011, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2011, 2011.

    Palavras-Chave: uranium alloys; molybdenum alloys; dispersion nuclear fuels; mtr reactor; fuel fabrication plants; alloy nuclear fuels; induction; melting; gamma radiation; stabilization

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  • IPEN-DOC 13997

    OLIVEIRA, FABIO B.V. de ; DURAZZO, MICHELANGELO ; CARVALHO, ELITA F.U. de ; SALIBA SILVA, ADONIS M. ; RIELLA, HUMBERTO G.. Powder formation of gamma-uranium-molybdenum alloys via hidration-dehydration. In: INTERNATIONAL MEETING ON REDUCED ENRICHMENT FOR RESEARCH AND TEST REACTORS, September 23-27, 2007, Prague, Czech Republic. Proceedings... 2007.

    Palavras-Chave: molybdenum alloys; uranium-molybdenum fuels; uranium; hydration; dehydration; melting; heat treatments; powder metallurgy

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  • IPEN-DOC 24357

    SILVA NETO, JOAO B. ; CARVALHO, ELITA F.U. de ; GARCIA, RAFAEL H.L. ; SALIBA-SILVA, ADONIS M. ; RIELLA, HUMBERTO G. ; DURAZZO, MICHELANGELO . Production of uranium tetrafluoride from the effluent generated in the reconversion via ammonium uranyl carbonate. Nuclear Engineering and Technology, v. 49, n. 8, p. 1711-1716, 2017. DOI: 10.1016/j.net.2017.07.019

    Abstract: Uranium tetrafluoride (UF4) is the most used nuclear material for producing metallic uranium by reduction with Ca or Mg. Metallic uranium is a raw material for the manufacture of uranium silicide, U3Si2, which is the most suitable uranium compound for use as nuclear fuel for research reactors. By contrast, ammonium uranyl carbonate is a traditional uranium compound used for manufacturing uranium dioxide UO2 fuel for nuclear power reactors or U3O8-Al dispersion fuel for nuclear research reactors. This work describes a procedure for recovering uranium and ammonium fluoride (NH4F) from a liquid residue generated during the production routine of ammonium uranyl carbonate, ending with UF4 as a final product. The residue, consisting of a solution containing high concentrations of ammonium (NH4 þ), fluoride (F ), and carbonate (CO3 2 ), has significant concentrations of uranium as UO2 2þ. From this residue, the proposed procedure consists of precipitating ammonium peroxide fluorouranate (APOFU) and NH4F, while recovering the major part of uranium. Further, the remaining solution is concentrated by heating, and ammonium bifluoride (NH4HF2) is precipitated. As a final step, NH4HF2 is added to UO2, inducing fluoridation and decomposition, resulting in UF4 with adequate properties for metallic uranium manufacture.

    Palavras-Chave: ammonia; heating; nuclear fuels; power reactors; production; uranium; uranium dioxide; uranyl carbonates

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  • IPEN-DOC 15288

    SILVA, JOSE E.R. da ; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO ; TERREMOTO, LUIS A.A. ; DURAZZO, MICHELANGELO . Program for in-pile qualification of high density silicide dispersion fuel at IPEN/CNEN-SP. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 9th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 16th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 1st, September 27 - October 2, 2009, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2009, 2009.

    Palavras-Chave: aluminium additions; density; dispersion nuclear fuels; experimental data; fuel plates; porosity; thickness; uranium oxides u3o8; uranium silicides

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  • IPEN-DOC 25250

    FIORI, MARCIO A.; RIELLA, HUMBERTO G. ; DURAZZO, MICHELANGELO . Reatores nucleares - breve introdução. In: . Modal nuclear e a matriz energética global: contribuições e tendências do modal nuclear para a matriz energética global. Riga, Letônia: Novas Edições Acadêmicas, 2018. p. 26-36, cap. 2.

    Palavras-Chave: reactors; nuclear power plants; fission; historical aspects

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  • IPEN-DOC 25088

    DURAZZO, MICHELANGELO ; FREITAS, ARTUR C. ; SANSONE, ALBERTO E.S. ; FERREIRA, NILDEMAR A.M. ; CARVALHO, ELITA F.U. de ; RIELLA, HUMBERTO G. ; LEAL NETO, RICARDO M. . Sintering behavior of UO2-Er2O3 mixed fuel. Journal of Nuclear Materials, v. 510, p. 603-612, 2018. DOI: 10.1016/j.jnucmat.2018.08.051

    Abstract: The incorporation of burnable neutron absorbers into nuclear fuel pellets is important regarding reactivity compensation, which enables longer fuel cycles. The dry mechanical blending route is the most attractive process to accomplish absorbers incorporation because of its simplicity. By using this route, the present work has investigated the sintering behavior of UO2Er2O3 mixed fuel. A comparison with UO2Gd2O3 sintering behavior was presented. The behavior of UO2Er2O3 fuel sintering was similar to that reported for UO2Gd2O3 fuel, e.g. two-stage sintering with two peaks in the shrinkage rate curves. The effect showed to be less pronounced for Er2O3. This was attributed to the characteristics of the Er2O3 powder particles used as raw-material, whose agglomerates can be more easily broken and thus better homogenized during the blending with UO2 powder. These results confirmed that sinterability depends directly on the quality of the homogenization of the powders, as seen previously. A second phase was experimentally detected in the UO2Er2O3 system, but its impact on the sintering behavior of this mixed fuel has not yet been clarified.

    Palavras-Chave: nuclear fuels; pwr type reactors; diffusion barriers; gadolinium; gadolinium oxides; sintering; solid solutions; uranium dioxide

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  • IPEN-DOC 24172

    DARIN, GASPAR ; IMAKUMA, KENGO ; MARTINEZ, LUIS G. ; TURRILAS, XABIER M.; ICHIKAWA, RODRIGO U. ; SILVA, ANDRE S.B. ; DURAZZO, MICHELANGELO ; RIELLA, HUMBERTO G. ; URANO, ELITA . Structural and microstructural analysis of the U-GD-O system using X-ray diffraction data. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Abstract: Gadolinium is one of the best neutron absorber materials and its usage can be considered as a burnable poison for Light Water Reactors (LWR) and as a sacrificial material in Sodium Fast Reactor (SFR). Most of the experiments in the literature focus on nuclear fuel with up to 12 wt% Gd2O3. Recently, the phase diagram and melting point has been investigated for high contents of Gd2O3 in the U-Gd-O system, that means a solid solution of the composition (U1-x, Gdx)O2 for 0<x<100%. In this work, we present the analysis of the U-Gd-O system for high contents of Gd2O3 using X-ray diffraction data. Rietveld analysis was applied to obtain cell parameters, atomic positions and atomic displacement factors and compared with literature avaliable. Also, the quantification of phases was performed for the different contents of Gd2O3 in the system. Finally, mean crystallite sizes were determined and correlated with the weight fraction of the phases.

    Palavras-Chave: atomic displacements; burnable poisons; critical size; gadolinium oxides; microstructure; mixtures; phase diagrams; uranium; x-ray diffraction

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Autor: Maprelian

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O gerenciamento do Repositório está a cargo da Biblioteca do IPEN. Constam neste RI, até o presente momento 20.950 itens que tanto podem ser artigos de periódicos ou de eventos nacionais e internacionais, dissertações e teses, livros, capítulo de livros e relatórios técnicos. Para participar do RI-IPEN é necessário que pelo menos um dos autores tenha vínculo acadêmico ou funcional com o Instituto. Nesta primeira etapa de funcionamento do RI, a coleta das publicações é realizada periodicamente pela equipe da Biblioteca do IPEN, extraindo os dados das bases internacionais tais como a Web of Science, Scopus, INIS, SciElo além de verificar o Currículo Lattes. O RI-IPEN apresenta também um aspecto inovador no seu funcionamento. Por meio de metadados específicos ele está vinculado ao sistema de gerenciamento das atividades do Plano Diretor anual do IPEN (SIGEPI). Com o objetivo de fornecer dados numéricos para a elaboração dos indicadores da Produção Cientifica Institucional, disponibiliza uma tabela estatística registrando em tempo real a inserção de novos itens. Foi criado um metadado que contém um número único para cada integrante da comunidade científica do IPEN. Esse metadado se transformou em um filtro que ao ser acionado apresenta todos os trabalhos de um determinado autor independente das variáveis na forma de citação do seu nome.

A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.

1. Portaria IPEN-CNEN/SP nº 387, que estabeleceu os princípios que nortearam a criação do RDI, clique aqui.


2. A experiência do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) na criação de um Repositório Digital Institucional – RDI, clique aqui.

O Repositório Digital do IPEN é um equipamento institucional de acesso aberto, criado com o objetivo de reunir, preservar, disponibilizar e conferir maior visibilidade à Produção Científica publicada pelo Instituto, desde sua criação em 1956.

Operando, inicialmente como uma base de dados referencial o Repositório foi disponibilizado na atual plataforma, em junho de 2015. No Repositório está disponível o acesso ao conteúdo digital de artigos de periódicos, eventos, nacionais e internacionais, livros, capítulos, dissertações, teses e relatórios técnicos.

A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.

O gerenciamento do Repositório está a cargo da Biblioteca do IPEN. Constam neste RI, até o presente momento 20.950 itens que tanto podem ser artigos de periódicos ou de eventos nacionais e internacionais, dissertações e teses, livros, capítulo de livros e relatórios técnicos. Para participar do RI-IPEN é necessário que pelo menos um dos autores tenha vínculo acadêmico ou funcional com o Instituto. Nesta primeira etapa de funcionamento do RI, a coleta das publicações é realizada periodicamente pela equipe da Biblioteca do IPEN, extraindo os dados das bases internacionais tais como a Web of Science, Scopus, INIS, SciElo além de verificar o Currículo Lattes. O RI-IPEN apresenta também um aspecto inovador no seu funcionamento. Por meio de metadados específicos ele está vinculado ao sistema de gerenciamento das atividades do Plano Diretor anual do IPEN (SIGEPI). Com o objetivo de fornecer dados numéricos para a elaboração dos indicadores da Produção Cientifica Institucional, disponibiliza uma tabela estatística registrando em tempo real a inserção de novos itens. Foi criado um metadado que contém um número único para cada integrante da comunidade científica do IPEN. Esse metadado se transformou em um filtro que ao ser acionado apresenta todos os trabalhos de um determinado autor independente das variáveis na forma de citação do seu nome.