Navegação por Autores IPEN "DURAZZO, MICHELANGELO"

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  • IPEN-DOC 26323

    OLIVEIRA, VITORIA A. ; CARVALHO, ELITA U. ; DURAZZO, MICHELANGELO ; SAKATA, SOLANGE K. ; GARCIA, RAFAEL H.L. . Adsorção líquida no siliceto de urânio. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 3193-3198.

    Abstract: O siliceto de urânio é um intermetálico usado como combustível nuclear na maioria dos reatores de pesquisa modernos, incluindo os reatores MB-01 e IEA-R1 do IPEN. Durante a produção, o material é submetido a um rigoroso controle de qualidade, que inclui análises de tamanho de partícula, densidade, caracterização e composição da fase cristalina. A quantificação das fases cristalinas presentes é realizada por difração de raios X (DRX) e refinamento dos dados usando o método Rietveld. No entanto, devido à alta absorção de raios X por esse material, no que diz respeito ao método de quantificação adotado, é muito importante reduzir o tamanho das partículas. Para este objetivo, um moinho vibratório dedicado é usado antes da análise de DRX, reduzindo o diâmetro médio das partículas para poucos micrômetros. Para evitar a oxidação das amostras, o processo de moagem ocorre em meio isopropanóico, o qual é seco posteriormente, em vácuo a 80 ºC. Porém, em muitos casos, verifica-se que as massas das amostras moídas são maiores do que as iniciais. Nesse sentido, esse trabalho propõe analisar a causa dessa diferença de massa. Granulometria a laser, termogravimetria (TG). Os resultados de TG sugerem que uma camada é fortemente adsorvida ao material, protegendo o pó de oxidação em temperaturas acima de 4000C.

    Palavras-Chave: adsorption; crystal structure; fuel elements; milling; particle size; thermal gravimetric analysis; uranium silicides; x-ray diffraction

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  • IPEN-DOC 17167

    SILVA NETO, JOAO B. ; RIELLA, HUMBERTO G.; CARVALHO, ELITA F.U. de ; GARCIA, RAFAEL H.L. ; DURAZZO, MICHELANGELO ; VECHIO, EDVALDO DAL . Alternative process to produce Ufsub(4) using the effluent from ammonium uranyl carbonate route. 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: brazilian cnen; iear-1 reactor; uranium tetrafluoride; dry storage; raw materials; ammonium carbonates; uranyl compounds; crystallization

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  • IPEN-DOC 24335

    DURAZZO, MICHELANGELO ; SALIBA-SILVA, ADONIS M. ; GARCIA, RAFAEL H.L. ; CARVALHO, ELITA F.U. de ; RIELLA, HUMBERTO G.. Analysis of slag formation during UF4 magnesiothermic reduction. Nuclear Technology, v. 200, n. 2, p. 170-176, 2017. DOI: 10.1080/00295450.2017.1353870

    Abstract: Metallic uranium is a fundamental raw material for producing nuclear fuel elements for research reactors and irradiation targets for producing 99Mo, as U3Si2, UMo alloy, UAlx, and uranium thin foils. Magnesiothermic reduction of UF4 is a possible route in the nuclear fuel cycle for producing uranium as a metal ingot. The main concern about the reducing scale to produce low-enriched (metallic) uranium (LEU) (around 1 kg) is the relatively low yield compared to calciothermic reduction. Nevertheless, the magnesiothermic reduction has the advantages of having lower cost and being a safer method for dealing with uranium processing. The magnesiothermic process, as a batch, is closed inside a sealed crucible. In the present study, in order to have a qualitative idea of the kinetics during the ignition moment, the slag projected over the lateral inner face of the crucible was used to sketch the general magnesiothermic evolution. The methods used were metallographic observation and X-ray diffraction followed by Rietveld refinement. The results of these analyses led to the conception of a general reaction development during the short time between the ignition of the reducing reaction and final settlement of the products. Relevant information from this study led to the conclusion that uranium is not primarily present in the lateral slag projection over the crucible during the reaction, and the temperature level may reach 1500°C or more, after the ignition.

    Palavras-Chave: fissionable materials; fuel cycle; fuel cycle centers; magnesium; reduction; nuclear fuels; nuclear materials management; management; uranium; metallography; x-ray diffraction

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  • IPEN-DOC 29946

    NEGAHDARY, MASOUD; VELOSO, WILLIAM B.; BACIL, RAPHAEL P.; BUORO, RAFAEL M.; GUTZ, IVANO G.R.; PAIXAO, THIAGO R.L.C.; LAGO, CLAUDIMIR L. do; SAKATA, SOLANGE K. ; MELONI, GABRIEL N.; FRANCA, MESAQUE C.; OLIVEIRA, THAWAN G. de; AMEKU, WILSON A.; DURAZZO, MICHELANGELO ; ANGNES, LUCIO. Aptasensing of beta-amyloid (Aβ(1− 42)) by a 3D-printed platform integrated with leaf-shaped gold nanodendrites. Sensors and Actuators B: Chemical, v. 393, p. 1-11, 2023. DOI: 10.1016/j.snb.2023.134130

    Abstract: In this study, beta-amyloid (Aβ(1− 42)), an essential biomarker for diagnosing Alzheimer’s disease (AD), was detected via an electrochemical aptasensing platform. Here, an innovative signal transducer was developed using a CO2 laser-ablated 3D-printed electrode modified with leaf-shaped gold nanodendrites (LSG NDs, mean diameter: ~ 92 nm), which could provide an efficient interface for immobilizing aptamer strands. The modified electrode with LSG NDs exhibited an enhancement in its electrochemically active surface area about 7 times, compared with the bare electrode. This modification showed that the size, morphology, and distributions of LSG NDs in amplifying electrochemical signals might effectively provide a highly sensitive infrastructure for analyte detection. The strands of a thiol-functionalized aptamer sequence interacted with the gold surface, which created an optimized biointerface to detect Aβ(1− 42) in a linear range from 0.1 pg mL− 1 to 10 ng mL− 1 (limit of detection (LOD): 84 fg mL− 1 , (S/N = 3)). The developed aptasensor confirmed satisfactory stability, desired reproducibility and regeneration, and minimal impact of interfering agents. In addition, the application of this aptasensor was monitored via an assay of spiked analyte concentrations in 20 samples, including cerebrospinal fluid (CSF) and human serum.

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  • IPEN-DOC 21155

    RIBEIRO, AMON S.L. ; GARCIA, RAFAEL H.L. ; OTUBO, LARISSA ; PAULA, CAROLINA M. de ; DURAZZO, MICHELANGELO . Caracterização e quantificação de fases de alumina por difratometria de raios X para utilização como material adsorvedor em geradores de tecnécio - 99m. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 12th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 19th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 4th, October 4-9, 2015, São Paulo, SP. Proceedings... 2015.

    Palavras-Chave: aluminium oxides; x-ray diffraction; adsorbents; technetium 99

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  • IPEN-DOC 18549

    SALIBA-SILVA, ADONIS M. ; KUROIWA, MARCIO D.; GARCIA, RAFAEL H.L. ; CARVALHO, ELITA F.U. de ; DURAZZO, MICHELANGELO . Cathodic dissolution of aluminium alloy AA6061. In: INTERNATIONAL SYMPOSIUM ON ELECTROCHEMICAL METHODS IN CORROSION RESEARCH, 10th, November 18-23, 2012, Maragogi, AL. Proceedings... 2012.

    Palavras-Chave: aluminium alloys; dissolution; cathodes; sample preparation; aqueous solutions; electrochemistry

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  • IPEN-DOC 02363

    DURAZZO, MICHELANGELO . Corrosao de placas combustiveis tipo MTR contendo nucleos de cermets U3O3-Al. 1985. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 151 p. Orientador: Lalgudi Venkataraman Ramanathan. DOI: 10.11606/D.85.1986.tde-25062012-094540

    Abstract: Foram fabricadas amostras de placas combustíveis contendo núcleos de cermets U3O8-Al com concentrações de U3O8 variando de 10 a 90% em peso (3,4 a 55,5% em volume). Amostras contendo núcleos com 58% em peso de U3O8, foram fabricadas a partir de compactados com densidades variando de 75 a 95% da densidade teórica. É discutida a influência da concentração de U3O8 e da porosidade do compactado de partida sobre a porosidade e uniformidade da espessura do núcleo obtido. Os núcleos U3O8-Al foram submetidos a ensaios de corrosão por água deionizada nas temperaturas 30, 50, 70 e 90°C, onde os núcleos foram expostos através de um defeito artificial produzido no revestimento. Os resultados obtidos mostram que a corrosão dos núcleos é acompanhada pela liberação de hidrogênio. O volume total de hidrogênio liberado (V) e o tempo transcorrido até que seja observado o início da liberação de hidrogênio (tempo de incubação ti, são dependentes da porosidade do núcleo e da temperatura absoluta (T), podendo ser descritos pelas equações: V = K1 eα1 P - K2 T eα2 P e ti = eK1 + K2 P + K3 / T + K4 P / T onde P é a fração volumétrica de vazios (porosidade) e K1, K2, K3,K4, α1 e α2 são constantes. É proposto e discutido um mecanismo para o processo de corrosão de núcleos U3O8-Al. O revestimento das amostras de placas combustíveis foi submetido a ensaios de corrosão sob condições similares às encontradas no reator IEA-R1 operando às potências de 2 MW, 5 MW e 10 MW. Foi verificado o efeito da presença de heterogeneidades superficiais e de um tratamento de limpeza química sobre o comportamento da corrosão do revestimento. Os resultados obtidos mostram que a corrosão é regulada pela dissolução/erosão da camada de óxido formada e segue lei linear para as três condições de testes e que a presença de heterogeneidades superficiais ou o tratamento de limpeza química não alteram significativamente a corrosão do revestimento para tempos de exposição de até 20 dias. Estão apresentadas as velocidades de corrosão e as espessuras das camadas de óxido observadas nos três ensaios efetuados. Não foi observado ataque localizado significativo.

    Palavras-Chave: fuel plates; corrosion; uranium oxides u3o8; cermets

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  • IPEN-DOC 13436

    DURAZZO, MICHELANGELO ; RAMANATHAN, LALGUDI V. . Corrosao do combustivel do reator Nuclear de Pesquisa IEA-R1 do IPEN. In: CONGRESSO BRASILEIRO DE CORROSAO, 28.; INTERNATION CORROSION MEETING, 2nd, May 12-16, 2008, Recife, PE. Anais... 2008.

    Abstract: O reator nuclear IEA-R1 do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) é um reator tipo piscina que opera a uma potência de 2 a 4 MW. Seu combustível é do tipo MTR formado por placas combustíveis fabricadas segundo a tecnologia de dispersão. O conjunto de 18 placas combustíveis montadas na forma de um estojo é denominado elemento combustível. Os elementos combustíveis operam imersos na piscina do reator, resfriados por um fluxo contínuo da água da piscina. Neste trabalho, amostras de placas combustíveis foram submetidas a ensaios de corrosão sob condições similares às encontradas no reator IEA-R1 operando sob potências de 2, 5 e 10 MW. Foi verificado o efeito da presença de heterogeneidades superficiais e de um tratamento de limpeza química sobre o comportamento da corrosão do revestimento de alumínio das placas combustíveis. Os resultados obtidos mostram que a corrosão é regulada pela dissolução/erosão da camada de óxido formada e segue lei linear para as três condições de testes. A presença de heterogeneidades superficiais ou o tratamento de limpeza química não alteram significativamente a corrosão para tempos de exposição de até 20 dias. Estão apresentadas as velocidades de corrosão e as espessuras das camadas de óxido observadas sob as três condições estudadas. Não foi observado ataque localizado significativo.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; fuel plates; corrosion; fuel elements; materials testing reactors

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  • IPEN-DOC 16138

    DURAZZO, MICHELANGELO ; RAMANATHAN, LALGUDI V. . Corrosao do nucleo de placas combustiveis a base de dispersoes Usub(3)Osub(8)-Al. In: CONGRESSO BRASILEIRO DE CORROSAO, 30.; INTERNATIONAL CORROSION MEETING, 2rd, 24-28 de maio, 2010, Fortaleza, CE. Proceedings... 2010.

    Palavras-Chave: fuel plates; corrosion; nuclear fuels; dispersions; uranium oxides

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  • IPEN-DOC 26712

    FREITAS, ARTUR C. de ; SANSONE, ALBERTO E. dos S.; DURAZZO, MICHELANGELO ; CARVALHO, ELITA F.U. de . Densificação do combustível nuclear UO2-Er2O3 fabricado por mistura a seco. In: ANDRADE, DARLY F. (Ed.). Engenharia no Século XXI. Belo Horizonte, MG: Poisson, 2019. p. 38-46, v. 5, cap. 5. DOI: 10.5935/978-85-7042-121-0

    Abstract: A rota de mistura mecânica a seco é o processo mais atrativo para realizar incorporação de absorvedores devido à sua simplicidade. Utilizando esta rota, o presente trabalho investigou o comportamento de sinterização do combustível misto UO2-Er2O3. A sinterização de combustível UO2-Er2O3 ocorreu com dois estágios nas curvas de taxa de retração, chamado de bloqueio de sinterização, também visto na sinterização do combustível UO2-Gd2O3. As partículas de óxido de érbio solubilizam na matriz de UO2, deixando um poro característico e um gradiente de concentração ao redor, causado pelo efeito Kirkendall. Estes resultados confirmam que a sinterabilidade depende diretamente da qualidade da homogeneização dos pós, como visto na literatura.

    Palavras-Chave: nuclear fuels; uranium; erbium; fuel densification; gadolinium oxides

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  • IPEN-DOC 23193

    SALIBA-SILVA, ADONIS M. ; SANTOS, OLAIR dos ; CARVALHO, ELITA F.U. de ; RIELLA, HUMBERTO G. ; DURAZZO, MICHELANGELO . Determination of uranium traces in nuclear reactor IEA-R1 pool water. World Journal of Nuclear Science and Technology, v. 7, n. 3, p. 155-166, 2017. DOI: 10.4236/wjnst.2017.73014

    Abstract: IEA-R1 nuclear reactor operation has the routine to control uranium content in pool water to be in trace range below 50 μg/L. There are several routes to determine the uranium trace content in water in the literature; voltammetry has been systematically employed. In the present study, the chosen chemical determination of uranium traces used the voltammetric method known as AdCSV (adsorptive cathodic stripping voltammetry). This technique, based on mercury voltammetry, is an adequate methodology to determine uranium traces. The chloranilic acid [CAA] (2,5-dichloro-3,6-dihydroxy-1,4-benzoquinone) is indicated as chelating agent. The redox reaction of 22 UO + with CAA is sensitive in the range of 2 < pH < 3. But pH variation imposes changing on [UO2(CAA)2] reduction potential. In this work, we present the uranium trace results for IEA-R1 reactor water, sampled after an operation routine shutdown. The uranium trace determination for IEA-R1 pool water showed content around 1 μg/L [U] with statistical significance. Therefore the IEA-R1-reactor-water purification showed to be adequate and safe.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; pool type reactors; uranium; trace amounts; pwr type reactors; polarography; absorption spectroscopy; stripping; voltametry

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  • IPEN-DOC 20571

    SALIBA SILVA, ADONIS M. ; OLIVEIRA, ENEAS T. de ; SANTOS, OLAIR dos ; DURAZZO, MICHELANGELO . Determination of uranium traces in nuclear reactor IEA-R1 pool water. In: INTERNATIONAL NUCLEAR CHEMISTRY CONGRESS, 4th, September 14-19, 2014, Maresias, São Paulo. Abstract... 2014. p. 171.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; pool type reactors; uranium; trace amounts; pwr type reactors; polarography; absorption spectroscopy; stripping; voltametry

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  • IPEN-DOC 17887

    DURAZZO, MICHELANGELO ; SALIBA-SILVA, ADONIS M. ; CARVALHO, ELITA F.U. de ; RIELLA, HUMBERTO G.. Dilatometric analysis of the gadolinia phase transition. 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: gadolinium oxides; dilatometry; phase transformations; nuclear fuels

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  • IPEN-DOC 23197

    SANTOS, LAURO R. dos ; DURAZZO, MICHELANGELO ; CARVALHO, ELITA F.U. de ; RIELLA, HUMBERTO G. . Effect of Al(OH)3 on the sintering of UO2–Gd2O3 fuel pellets with addition of U3O8 from recycle. Journal of Nuclear Materials, v. 493, p. 30-39, 2017. DOI: 10.1016/j.jnucmat.2017.05.050

    Abstract: The incorporation of gadolinium as burnable poison directly into nuclear fuel is important for reactivity compensation, which enables longer fuel cycles. The function of the burnable poison fuel is to control the neutron population in the reactor core during its startup and the beginning of the fuel burning cycle to extend the use of the fuel. The implementation of UO2-Gd2O3 poisoned fuel in Brazil has been proposed according to the future requirements established for the Angra-2 nuclear power plant. The UO2 powder used is produced from the Ammonium Uranyl Carbonate (AUC). The incorporation of Gd2O3 powder directly into the AUC-derived UO2 powder by dry mechanical blending is the most attractive process, because of its simplicity. Nevertheless, processing by this method leads to difficulties while obtaining sintered pellets with the minimum required density. The cause of the low densities is the bad sintering behavior of the UO2-Gd2O3 mixed fuel, which shows a blockage in the sintering process that hinders the densification. This effect has been overcome by microdoping of the fuel with small quantities of aluminum. The process for manufacturing the fuel inevitably generates uranium-rich scraps from various sources. This residue is reincorporated into the production process in the form of U3O8 powder additions. The addition of U3O8 also hinders densification in sintering. This study was carried out to investigate the influence of both aluminum and U3O8 additives on the density of fuel pellets after sintering. As the effects of these additives are counterposed, this work studied the combined effect thereof, seeking to find an applicable composition for the production process. The experimental results demonstrated the effectiveness of aluminum, in the form of Al(OH)3, as an additive to promote increase in the densification of the (U,Gd)O2 pellets during sintering, even with high additions of U3O8 recycled from the manufacturing process.

    Palavras-Chave: sintering; gadolinium oxides; uranium oxides; nuclear fuels; fabrication; burnable poisons; aluminium oxides

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  • IPEN-DOC 29094

    FREITAS, ARTUR C. de ; COSTA, DIOGO R.; JARDIM, PAULA M.; LEAL NETO, RICARDO M. ; CARVALHO, ELITA F.U. de ; DURAZZO, MICHELANGELO . Effects of aluminum distearate addition on UO2 sintering and microstructure. Progress in Nuclear Energy, v. 153, p. 1-12, 2022. DOI: 10.1016/j.pnucene.2022.104440

    Abstract: Uranium dioxide (UO2) is widely used as a fuel in commercial nuclear light-water reactors (LWRs). Rigorous control of density, pore, and grain size of UO2 pellets are important prerequisites for fuel performance. Solid lubricants, frequently used in pellets manufacturing, minimize structural defects on compaction such as cracks and end-capping, promoting grain growth during sintering. This work presents and discusses the effects of the aluminum distearate (ADS) addition on the sintering behavior and microstructure of UO2 fuel pellets. UO2 and UO2-0.2wt% ADS pellets were sintered at 1760 °C for 5.7 h for comparison purposes. The results show that the densification rate increases using the solid lubricant, but the shrinkage is lowered by 0.7% due to low homogenization. The average grain size was increased by about 35% during sintering. Based on our results and a literature review, a mechanism for grain growth by aluminum addition is proposed.

    Palavras-Chave: uranium dioxide ; nuclear fuels; nuclear fuels; reactors; fuel pellets; aluminium; sintering; grain growth

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  • IPEN-DOC 17983

    SALIBA-SILVA, ADONIS M. ; GARCIA, RAFAEL H.L. ; BERTIN, EDUARDO H.; CARVALHO, ELITA F.U. ; DURAZZO, MICHELANGELO . Eletroquímica de urânio para alvos de irradiação. In: CONGRESSO BRASILEIRO DE CORROSAO, 32.; INTERNATIONAL CORROSION MEETING, 4th, May 14‐18, 2012, Salvador, BA. Proceedings... 2012.

    Abstract: A eletroquímica do urânio de baixa temperatura é importante para as técnicas de espectroscopia alfa e também para produção de alvos de irradiação. Normalmente, a eletrodeposição do urânio é produzida em solução iônica/aquosa, tanto na forma metálica, muito rara, quanto na forma de óxidos, mais utilizada. Há várias formas de se realizar o eletrodepósito de óxidos, basicamente, utilizam-se soluções iônicas, com altos potenciais (acima de 5V catódicos até centenas de volts). O desempenho de eletrodeposição do urânio é relativamente baixo, pois há uma competição grande na janela de potencial com redução do H2. No presente trabalho, utiliza-se um eletrólito iônico com adição de alíquotas de nitrato de uranila em isopropanol, com a concentração de 0,05 mol.L-1 em urânio. As eletrodeposições foram realizadas com polarização catódica de -3 V a -30 V, durante 3600 s, sobre um substrato de alumínio recoberto com níquel. Os resultados mássicos do eletrodepósito variaram de 1 a 27 mg/cm2 de urânio.

    Palavras-Chave: electrodeposition; uranium; targets; ionic conductivity; aqueous solutions; nickel; plating

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  • IPEN-DOC 07008

    DURAZZO, MICHELANGELO . Estudo do mecanismo de bloqueio da sinterizacao no sistema UOsub(2)-Gdsub(2)Osub(3). 2001. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 180 p. Orientador: Humberto Gracher Riella. DOI: 10.11606/T.85.2001.tde-18062012-091401

    Abstract: A incorporação do gadolínio diretamente no combustível de reatores nucleares para geração de eletricidade é importante para compensação da reatividade e para o ajuste da distribuição da densidade de potência, permitindo ciclos de queima mais longos, com intervalo de recarga de 18 meses, otimizando-se a utilização do combustível. A incorporação do Gd2O3 sob a forma de pó homogeneizado a seco diretamente com o pó de UO2 é o método comercialmente mais atraente devido à sua simplicidade . Contudo, este método de incorporação conduz a dificuldades na obtenção de corpos sinterizados com a densidade niínima especificada, devido a um bloqueio no processo de sinterização. Pouca informação existe na literatura específica sobre o possível mecanismo deste bloqueio, restrita principalmente à hipótese da formação de uma fase (U,Gd)O2 rica em gadolínio com baixa difusividade. Este trabalho tem como objetivo a investigação do mecanismo de bloqueio da sinterização neste sistema, contribuindo para o esclarecimento da causa deste bloqueio e na elaboração de possíveis soluções tecnológicas. Foi comprovado experimentalmente que o mecanismo responsável pelo bloqueio é baseado na formação de poros estáveis devido ao efeito Kirkendall, originados por ocasião da formação da solução sólida durante a etapa intermediária da sinterização, sendo difícil a sua eliminação posterior, nas etapas finais do processo de sinterização. Com base no conhecimento deste mecanismo, possíveis propostas são apresentadas na direção da solução tecnológica do problema de densificação característico do sistema UO2-Gd203.

    Palavras-Chave: nuclear fuels; fabrication; mixed oxide fuels; gadolinium oxides; uranium dioxide; sintering; porosity; kirkendall effect; ceramics

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  • IPEN-DOC 18188

    DURAZZO, MICHELANGELO ; ROCHA, CLAUDIO J. da ; MESTNIK FILHO, JOSE ; LEAL NETO, RICARDO M. . Fabrication of powder from ductile U-Mo alloys for use as nuclear dispersion. Materials Science Forum, v. 727-728, p. 362-367, 2012.

    Palavras-Chave: alloys; chemical properties; enrichment; gamma radiation; mechanical properties; uranium-molybdenum fuels; research and test reactors; uranium; iear-1 reactor; dispersion nuclear fuels; fabrication; highly enriched uranium

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  • IPEN-DOC 17575

    DURAZZO, MICHELANGELO ; ROCHA, CLAUDIO J. da ; MESTNIK FILHO, JOSE ; LEAL NETO, RICARDO M. . Fabrication of powder from ductile U-Mo alloys for use as nuclear dispersion. In: INTERNATIONAL LATIN-AMERICAN CONFERENCE ON POWDER TECHNOLOGY, 8th, November 6-9, 2011, Florianopolis, SC. Proceedings... 2011. p. 508-513.

    Palavras-Chave: alloys; chemical properties; enrichment; gamma radiation; highly enriched uranium; mechanical properties; uranium-molybdenum fuels; research and test reactors; uranium; iear-1 reactor; dispersion nuclear fuels; fabrication

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  • IPEN-DOC 17042

    SOUZA, JOSE A.B. de ; DURAZZO, MICHELANGELO . Fabrication procedures for manufacturing high uranium concentration dispersion fuel elements. 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: brazilian cnen; uranium concentrates; fuel elements; manufacturing; iear-1 reactor

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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.