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Navegação Periódicos - Artigos por Autores IPEN "SALIBA-SILVA, ADONIS M."

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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 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 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 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 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 20929

    SALIBA-SILVA, ADONIS M. ; OLIVEIRA, ENEAS T. de ; DURAZZO, MICHELANGELO . Uranium electrodeposition using direct potential technique in less acidic aqueous media. ECS Transactions, v. 61, n. 24, p. 1-8, 2014.

    Palavras-Chave: uranium; electrodeposition; sample preparation; alpha spectroscopy; slightly enriched uranium; targets; radiopharmaceuticals; molybdenum 99

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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.

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