Navegação Teses por assunto "dispersion nuclear fuels"

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  • IPEN-DOC 17593

    SILVA, JOSE E.R. da . Aplicação de métodos não destrutivos para qualificação de combustíveis tipo dispersão de Usub(3)Osub(8)-Al e Usub(3)Sisub(2)-Al no reator IEA-R1 / Application of non-destructive methods for qualification of the Usub(3)Osub(8)-Al and Usub(3)Sisub(2)-Al dispersion fuels in the IEA-R1 reactor . 2011. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 180 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. DOI: 10.11606/T.85.2011.tde-20122011-174050

    Abstract: O IPEN/CNEN-SP fabrica combustíveis para uso no seu reator nuclear de pesquisas, o IEA-R1. Para qualificar os seus combustíveis tem que comprovar o bom desempenho destes sob irradiação. Como o Brasil não possui reator nuclear de pesquisa com altos fluxos de nêutrons ou células quentes apropriadas para a realização de exames pós-irradiação de combustíveis nucleares, o IPEN/CNEN-SP conduziu um programa de qualificação operacional de elementos combustíveis empregando compostos de urânio já internacionalmente testados sob irradiação e qualificados para uso em reatores de pesquisas, obtendo experiência nas etapas de desenvolvimento tecnológico de fabricação de placas combustíveis, irradiação e ensaios não destrutivos pós-irradiação. Foram fabricados e irradiados diretamente no núcleo do IEA-R1, com sucesso, elementos combustíveis contendo dispersões com baixas frações volumétricas de combustível. Entretanto, existem planos no IPEN/CNEN-SP para aumentar a densidade de urânio dos seus combustíveis. O objetivo deste trabalho de tese consistiu no estudo e proposição de aplicação de um conjunto de métodos não destrutivos para a qualificação dos combustíveis a dispersão de U3O8-Al e U3Si2-Al com alta densidade de urânio fabricados no IPEN/CNEN-SP. Para tanto, foram considerados os recursos de irradiação e a aplicação, na piscina do reator IEA-R1, de métodos não destrutivos disponíveis na Instituição. A proposta consiste em especificar, fabricar e irradiar miniplacas combustíveis, nas densidades máximas já qualificadas internacionalmente e efetuar acompanhamento das condições gerais das mesmas, ao longo do período de irradiação, por meio de métodos não destrutivos na piscina do reator. Além dos métodos de inspeção visual e de sipping já empregados na Instituição, foi concluída a infraestrutura para realização de ensaios dimensionais sub-aquáticos para a avaliação do inchamento das miniplacas combustíveis irradiadas. As análises dos resultados darão subsídios para avaliar e decidir a continuidade ou não das irradiações das miniplacas, até que sejam alcançadas as queimas estipuladas para os testes de irradiação no IEA-R1.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; dispersion nuclear fuels; uranium oxides u3o8; uranium silicides; aluminium; nondestructive analysis

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  • IPEN-DOC 15357

    DOMINGOS, DOUGLAS B. . Calculos neutronicos, termo-hidrulicos e de seguranca de um dispositivo para irradiacao de miniplacas (DIM) de elementos combustiveis tipo dispersao / Neutronic, thermal-hydraulic and safety analysis calculations for a miniplate irradiation device (MID) of dispersion fuel elements . 2010. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 170 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-01082011-151838

    Abstract: Neste trabalho foram desenvolvidos calculos neutrônicos, termo-hidráulicos e de segurança para avaliar a seguranca operacional de um dispositivo de irradiação a ser colocado no núcleo do reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. Este dispositivo de irradiação é utilizado para alojar miniplacas de combustvel do tipo dispers~ao de U3O8-Al e U3Si2-Al, com 19,75% em peso de 235U e densidades, respectivamente, de ate 3,2 gU/cm3 e 4,8 gU/cm3. Estas miniplacas serão irradiadas a queimas acima de 50% do 235U, de forma a qualificar este tipo de dispersão para utilização no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), em concepção. Para os calculos neutrônicos, foram utilizados os programas computacionais 2DB e CITATION. O programa FLOW foi utilizado para determinar o fluxo de refrigerante no irradiador, permitindo o cálculo das temperaturas máximas atingidas nas miniplacas de combustível com o programa MTRCR-IEA-R1. Um Acidente de Perda de Refrigerante (APR) foi analisado com os programas computacionais LOSS e TEMPLOCA, permitindo o cálculo das temperaturas nas miniplacas de combustível após o esvaziamento da piscina do reator. Os cálculos demonstraram que a irradiação deverá ocorrer sem consequências adversas no núcleo de reator IEA-R1.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; fuel elements; fuel plates; irradiation devices; uranium 235; burnup; dispersion nuclear fuels; c codes; f codes; l codes; t codes; loss of coolant; radiation accidents

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  • IPEN-DOC 07314

    SILVA, WLADIMIR C. da . Combustivel tipo placa de dispersao de UO sub(2) - aco inoxidavel para queimas elevadas. 2001. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 90 p. Orientador: Joao Manoel Losada Moreira.

    Palavras-Chave: dispersion nuclear fuels; fuel elements; fuel plates; uranium dioxide; stainless steels; burnup; particle size; porosity; thickness

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  • IPEN-DOC 26728

    PIRES, MARINA C. . Estudo do processo de fabricação de placas combustíveis com uma dispersão a base de gama U7Mo / Study of the manufacturing process of gamma-U7Mo dispersion fuel plates . 2019. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 82 p. Orientador: Michelangelo Durazzo. Coorientador: Ricardo Mendes Leal Neto. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-04022020-102648

    Abstract: A busca de novos materiais para combustíveis nucleares vem sendo desenvolvida ao longo dos últimos 50 anos com o principal intuito de aumentar a eficiência dos combustíveis durante a operação de reatores nucleares. Os programas de redução de enriquecimento de urânio desde a década de 70 são os principais impulsionadores para a busca de materiais que possibilitam o aumento da densidade de urânio nos combustíveis nucleares com baixo enriquecimento (até 20%). O molibdênio é um elemento que, mesmo em baixas concentrações, consegue reter a fase gama do urânio, estabilizando o elemento combustível durante o processo de fabricação e quando irradiado. Sendo assim, a liga de γU-Mo apresenta grande potencial para desenvolvimento de combustíveis com maior densidade de urânio no núcleo do combustível nuclear. O presente trabalho visa o desenvolvimento tecnológico das etapas de produção de um novo combustível nuclear tipo dispersão a base de uma liga de urânio com 7% em massa de molibdênio em matriz de alumínio. Nestas condições, é possível obter um combustível com uma densidade de urânio de até 7 gU cm-3 em contraponto ao combustível de siliceto de urânio com 4 gU cm-3 qualificado atualmente. Dentre as etapas previamente já conhecidas pelo IPEN para a fabricação do combustível nuclear, a liga de γU-Mo necessita de um processo específico de pulverização devido às propriedades mecânicas do material. A cominuição da liga foi feita através da técnica de hidretação-moagem- desidretação que ainda necessita de estudos mais detalhados de seu processo para sua reprodutibilidade e otimização. As etapas de fabricação do briquete e laminação foram executadas de acordo com a expertise do IPEN. Os resultados indicam que a liga de γU-Mo, embora, seja mecanicamente factível em todas as etapas de fabricação do combustível nuclear, são necessários ajustes nas condições atuais do processo de fabricação para adequação às propriedades da liga e especialmente para evitar oxidação do núcleo da placa combustível.

    Palavras-Chave: fuel fabrication plants; fuel cycle; nuclear fuels; fuel elements; nuclear materials management; alloy nuclear fuels; uranium-molybdenum fuels; dispersion nuclear fuels; hydration; dehydration; milling; gamma radiation; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 17585

    SOUZA, JOSE A.B. de . Procedimento de fabricação de elementos combustíveis a base de dispersão com alta concentração de urânio / Fabrication procedures for manufacturing high uranium concentration dispersion fuel elements . 2011. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 103 p. Orientador: Michelangelo Durazzo. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-19122011-154824

    Abstract: O IPEN-CNEN/SP desenvolveu e disponibilizou para produção rotineira a tecnologia de fabricação de elementos combustíveis tipo dispersão, para uso em reatores nucleares de pesquisas. O combustível fabricado no IPEN-CNEN/SP está limitado à concentração de urânio de 3,0gU/cm3, para dispersões a base de U3Si2-Al, e de 2,3gU/cm3, para dispersões a base de U3O8-Al. O aumento da concentração de urânio nas placas combustíveis possibilita aumentar a reatividade do núcleo do reator e a vida útil do combustível. É possível aumentar-se a concentração de urânio no combustível até o limite tecnológico de 4,8gU/cm3 para a dispersão U3Si2-Al, e de 3,2gU/cm3 para a dispersão U3O8-Al, as quais estão bem qualificadas ao redor do mundo. Este trabalho tem como objetivo desenvolver o processo de fabricação de ambos os combustíveis com alta concentração de urânio, redefinindo-se os procedimentos de fabricação atualmente adotados no Centro do Combustível Nuclear do IPEN-CNEN/SP. Com base nos resultados obtidos conclui-se que para atingir a concentração desejada devem ser feitas algumas alterações nos procedimentos já estabelecidos, tais como mudança no tamanho de partícula dos pós e mudança no processo de alimentação da matriz de compactação. Os estudos realizados mostraram que as placas combustíveis com alta concentração de urânio a base da dispersão U3Si2-Al com 4,8 gU/cm3 fabricadas atenderam às especificações vigentes. Contudo, apesar da subjetividade da análise, a aparência da microestrutura obtida no núcleo das placas combustíveis a base da dispersão U3O8-Al com 3,2 gU/cm3 não foi considerada satisfatória devido à aparência da distribuição de vazios. O novo procedimento de fabricação foi aplicado na produção de placas combustíveis de dispersão U3Si2-Al com 4,8 gU/cm3 com urânio enriquecido, as quais foram utilizadas na montagem do elemento combustível parcial IEA-228 para ser testado quanto ao desempenho sob irradiação no reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. Esses novos combustíveis têm potencial para serem utilizados no novo Reator Multipropósito Brasileiro RMB.

    Palavras-Chave: brazil; nuclear fuels; highly enriched uranium; research reactors; dispersion nuclear fuels; aluminium; uranium silicates

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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.

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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.

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