Navegação Teses por assunto "enriched uranium reactors"

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  • IPEN-DOC 20535

    DOMINGOS, DOUGLAS B. . Análises neutrônica e termo-hidráulica de dispositivos para irradiação de alvos tipo LEU de UAlx-Al e U-Ni para produção de Mo-99 nos reatores IEA-R1 e RMB / Neutronic and thermal-hydraulic analysis of devices for irradiation of LEU targets type of UAlx-Al and U-Ni to production of 99Mo in reactor IEA-R1 and RMB . 2014. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 190 p. Orientador: Antonio Teixeira Silva. Coorientador: Adimir dos Santos. DOI: 10.11606/T.85.2014.tde-17122014-133601

    Abstract: Neste trabalho foi realizado uma comparação entre três tipos de alvos (UAl2-Al, U-Ni cilíndrico e U-Ni placa) para a produção de 99Mo por fissão do 235U. Para isso foram desenvolvidas análises neutrônicas e termo-hidráulicas. Também foram realizados experimentos para se validar as metodologias de cálculo termo-hidráulica e neutrônica utilizadas neste trabalho. Para os cálculos neutrônicos foram utilizados os programas NJOY99.0, AMPX-II e HAMMERTECHNION, para geração das seções de choque, e os programas SCALE 6.0 e CITATION para os cálculos tridimensionais dos núcleos, queima do combustível e produção de 99Mo. Para os cálculos termo-hidráulicos foram utilizados os programas MTRCRIEAR1 e ANSYS CFX para calcular as variáveis térmicas e hidráulicas dos dispositivos de irradiação e compará-las a limites e critérios de projeto estabelecidos. Primeiro foram realizadas análises neutrônicas e termo-hidráulicas para o reator IEA-R1 com os alvos de UAl2-Al (10 miniplacas). As análises demonstraram que a atividade total obtida para o 99Mo nas miniplacas não atende à demanda dos hospitais brasileiros (450 Ci/semana) e que nenhum limite de projeto termo-hidráulico é ultrapassado. Em seguida foram realizados os mesmos cálculos para os três tipos de alvo no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB). As análises neutrônicas demonstraram que os três alvos podem atender à demanda dos hospitais brasileiros. As análises termo-hidráulicos demonstram que será necessário uma velocidade mínima no dispositivo de irradiação de 7 m/s para o UAl2, de 8 m/s para o alvo de U-Ni cilíndrico e de 9 m/s para o alvo de U-Ni placa para que nenhum limite de projeto seja ultrapassado. Foram realizados experimentos em uma bancada de aferição de vazão para se validar a metodologia de cálculo termo-hidráulico. Os experimentos realizados para se validar os cálculos neutrônicos foram feitos no reator IPEN/MB-01. Todos os experimentos foram simulados com as metodologias acima descritas e os resultados comparados entre si. Os resultados das simulações apresentaram boa concordância com os resultados experimentais.

    Palavras-Chave: targets; enriched uranium reactors; isotope production reactors; molybdenum 99; iear-1 reactor; thermal hydraulics

  • IPEN-DOC 21985

    UMBEHAUN, PEDRO E. . Desenvolvimento de um elemento combustível instrumentado para o reator de pesquisa IEA-R1 / Development of an instrumented fuel assembly for the IEA-R1 research reactor . 2016. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 100 p. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. DOI: 10.11606/T.85.2016.tde-30062016-132417

    Abstract: Após o aumento de potência do reator IEA-R1 de 2 MW para 5 MW observou-se um aumento da taxa de corrosão nas placas laterais de alguns elementos combustíveis e algumas dúvidas surgiram com relação ao valor de vazão utilizada nas análises termo-hidráulicas. A fim de esclarecer e medir a distribuição de vazão real pelos elementos combustíveis que compõe o núcleo do reator IEA-R1, um elemento combustível protótipo, sem material nuclear, chamado DMPV-01 (Dispositivo para Medida de Pressão e Vazão), em escala real, foi projetado e construído em alumínio. A vazão no canal entre dois elementos combustíveis é muito difícil de estimar ou ser medida. Esta vazão é muito importante no processo de resfriamento das placas laterais. Este trabalho apresenta a concepção e construção de um elemento combustível instrumentado para medir a temperatura real nestas placas laterais para melhor avaliar as condições de resfriamento do combustível. Quatorze termopares foram instalados neste elemento combustível instrumentado. Quatro termopares em cada canal lateral e quatro no canal central, além de um termopar no bocal de entrada e outro no bocal de saída do elemento. Existem três termopares para medida de temperatura do revestimento e um para a temperatura do fluido em cada canal. Três séries de experimentos, para três configurações distintas, foram realizadas com o elemento combustível instrumentado. Em dois experimentos uma caixa de alumínio foi instalada ao redor do núcleo para reduzir o escoamento transverso entre os elementos combustíveis e medir o impacto na temperatura das placas externas. Dada a tamanha quantidade de informações obtidas e sua utilidade no projeto, melhoria e capacitação na construção, montagem e fabricação de elementos combustíveis instrumentados, este projeto constitui um importante marco no estudo de núcleos de reatores de pesquisa. As soluções propostas podem ser amplamente utilizadas para outros reatores de pesquisa.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; water cooled reactors; enriched uranium reactors; research reactors; reactor cores; graphite moderated reactors; beryllium moderated reactors; fuel assemblies; fuel elements; reactor components; plates; thermal hydraulics; thermal analysis; flow rate; dynamic function studies; flow regulators; temperature surveys; nuclear engineering; comparative evaluations

  • IPEN-DOC 26566

    IANELLI, RICARDO F. . Eletrodeposição de níquel sobre folhas finas de urânio metálico destinadas a alvos de irradiação para produção de 99Mo / Nickel electroplating over metalic uranium thin foils for irradiation targets destined to 99Mo production . 2019. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo, SP. 97 p. Orientador: Michelangelo Durazzo. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-03022020-131627

    Abstract: Atualmente, o radioisótopo mais comum na área de diagnósticos em medicina nuclear é o tecnécio-99 metaestável (99mTc), que, hoje está presente em mais de 80% dos diagnósticos nucleares por imagem, em todo mundo. Por ter uma meia-vida pequena, o 99mTc precisa chegar ao consumidor final na forma de seu isótopo-mãe, o molibdênio 99 (99Mo). Uma das rotas de produção deste isótopo se dá por meio de fissão de alvos tubulares de folhas finas de urânio metálico com baixo enriquecimento. O processo de fabricação desse alvo consiste em utilizar folhas finas de urânio metálico enriquecido a 20% em 235U, com espessura de 125 μm. Essa folha fina de urânio é envolvida em uma folha de níquel (14 μm), que atua como barreira para os produtos de fissão, e evita o caldeamento entre o urânio e o invólucro tubular de alumínio no qual este conjunto é montado. Esse invólucro consiste em dois tubos concêntricos, um interno, no qual é usinado um rebaixo para acomodar o conjunto de folha fina U-Ni e um outro externo no qual todo esse conjunto é inserido. O conjunto tem o seu diâmetro interno expandido mecanicamente para tornar a transferência térmica mais adequada durante a irradiação. O invólucro é selado por soldagem. Assim, o alvo após a montagem, está preparado para irradiação neutrônica no reator. Esse processo de montagem de alvos já foi estudado em diversos países, porém, o processo de envelopamento do urânio em uma folha fina de níquel e montagem do alvo é, hoje, feito manualmente. Tecnologicamente, isso impõe um risco da folha de níquel se romper promovendo o contato entre o urânio e o alumínio do invólucro. No presente estudo, analisa-se a possibilidade do uso de eletrodeposição de níquel sobre a folha fina de urânio, para substituir o uso de folhas de níquel. Isso torna o processo mais viável do ponto de vista produtivo. Desenvolveu-se um sistema próprio de conformação das folhas finas de urânio antes da eletrodeposição através de calandragem. Trabalhou-se com diversos procedimentos de preparação da superfície de urânio para receber a cobertura de níquel através de eletrodeposição tradicional. Desenvolveu-se um equipamento automatizado de translação de folha fina conformada de urânio na forma de um eletrodo rotacional. Assim, obtiveram-se recobrimentos homogêneos e com espessura regular sobre a folha fina de urânio. Os resultados também indicam que a eletrodeposição de níquel sobre urânio com alta aderência do níquel ao urânio depende da devida ativação da superfície de urânio, podendo ser química, eletroquímica ou até mesmo mecânica. Esse trabalho registra que esse processo foi desenvolvido e poderá ser utilizado em tecnologia de produção continuada, tais como, a produção de alvos de irradiação para o Reator Multipropósito Brasileiro (RMB)

    Palavras-Chave: isotope production; targets; uranium 235; molybdenum 99; technetium 99; enriched uranium reactors; thickness; foils; nickel; surface coating; electrodeposition; rcic systems; reactor cores; research reactors; rmb reactor; brazil

  • IPEN-DOC 00955

    FERREIRA, ANTONIO C. de A. . Projeto do caroco do reator de potencia zero do Instituto de Energia Atomica. 1974. Dissertacao (Mestrado) - Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP, São Paulo. 96 p. Orientador: Roberto Yoshiyuti Hukai.

    Palavras-Chave: zero power reactors; planning; reactor cores; enriched uranium reactors; fissile materials; fission; graphite moderated reactors; iea-zpr reactor; nuclear cores; nuclear fuels; nuclear structure; uranium; uranium dioxide

  • IPEN-DOC 21978

    MELLO, JOSÉ ROBERTO de . Regulamentação do sistema elétrico do reator IEA-R1 / Eletrical system regulations of the IEA-R1 reactor . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 92 p. Orientador: Tufic Madi Filho. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-24102016-144026

    Abstract: O reator IEA-R1 do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPENCNEN/ SP) é um reator de pesquisa tipo piscina aberta, projetado e construído pela empresa norte-americana \"Babcock & Wilcox\", tendo, como refrigerante e moderador, água leve deionizada e berílio e grafite como refletores. Até cerca de 1988, os sistemas de segurança do reator recebiam alimentação de uma única fonte de energia. Nos anos de 1989 e 1990, uma reforma de modernização do sistema elétrico para aumentar a potência do reator e, também, para atender às normas técnicas da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e da Associação Brasileira de Normas Técnicas (ABNT) foi realizada. Este trabalho tem o objetivo de mostrar a relação entre o sistema de energia elétrica e a segurança do reator IEA-R1. Além disso, ele demonstra que, caso ocorra alguma interrupção de energia elétrica durante a operação do reator, esta ocorrência não irá começar um evento de acidente.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; water cooled reactors; enriched uranium reactors; research reactors; graphite moderated reactors; beryllium moderated reactors; babcock and wilcox-dupont process; films; cooling systems; power systems; security; reactor operation; energy storage; control equipment; reactor monitoring systems; reactor core disruption; reactor accidents; safety standards; radiation protection laws; comparative evaluations

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Buscar os artigos apresentados em um evento internacional de 2015, sobre loss of coolant, do autor Maprelian.

Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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Ano de publicação: 2015

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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.

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