Abstract: Após o acidente nuclear de Fukushima em 2011, a comunidade científica intensificou as pesquisas para desenvolver combustíveis com tecnologia avançada. Nesse contexto, ligas à base de ferro surgiram como uma boa alternativa para ligas à base de zircônio. Para que a substituição do material do revestimento seja possível, são necessários estudos relacionados a suas propriedades mecânicas. Dessa forma, o presente trabalho realizou avaliações mecânico-estruturais a partir das propriedades mecânicas do aço inoxidável AISI 348, especificamente sob condições do ensaio de arrebentamento. Os ensaios de arrebentamento foram projetados para o intervalo de temperatura de 32°C a 450°. Em seguida, um modelo computacional foi criado baseado no corpo de prova do ensaio experimental. A simulação numérica foi realizada considerando as propriedades mecânicas do material específicas para o intervalo de temperatura de interesse. Os resultados numéricos foram comparados aos experimentais e o modelo foi validado. Como os aços inoxidáveis austeníticos possuem estabilidade estrutural para baixas e altas temperaturas, os resultados puderam ser extrapolados para temperaturas além daquelas fixadas no ensaio de arrebentamento. Após a validação do modelo computacional, foram realizadas simulações para temperaturas superiores a 450°C, e então foi obtida uma correlação entre a pressão de arrebentamento e a temperatura para o aço inoxidável AISI 348. A função encontrada pode então ser implementada em códigos de desempenho de combustível, como o FRAPTRAN e o TRANSURANUS, para que seja possível avaliar o comportamento de varetas de combustível com revestimento em aço inoxidável AISI 348 sob condições de acidente.

Palavras-Chave: stainless steel-348; fuel rods; coatings; fuel elements; fuel cycle; fuel integrity; safety standards; nuclear materials management; failed element detection; design-basis accidents; thermal conductivity; thermal analysis; finite element method; tensile properties; computerized simulation; executive codes

FARIA, DANILO P. Análise mecânico-estrutural de uma vareta de combustível de aço inoxidável sob condições de ensaio de arrebentamento. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. 2020. 81 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-12032020-083247. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30927. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) é uma Instituição de Pesquisas e Desenvolvimento que está localizada dentro de uma área densamente povoada, na cidade de São Paulo. O ciclo do combustível nuclear foi desenvolvido desde o yellow cake até o enriquecimento dentro do IPEN. Após esta etapa, toda técnica foi repassada à iniciativa privada e à Marinha do Brasil (CTM/SP). Algumas usinas do ciclo do combustível estavam em nível semi-industrial, com produção de mais de 20 kg.h-1. Como Instituto de Pesquisa, o IPEN cumpriu sua função no ciclo de combustível, que é desenvolver e repassar a tecnologia. Com a necessidade de se encontrar um lugar para implantar novos projetos, o espaço físico escolhido foi no local onde se achava a Usina de Produção de Hexafloreto de Urânio (UF6), que estava inativa há alguns anos e apresentava riscos de vazamento em potencial, o que poderia ocasionar agressão ao meio ambiente e riscos de acidentes graves. O descomissionamento desta usina exigiu um cuidadoso planejamento por ser um trabalho nunca realizado no Brasil, numa unidade desse tipo com riscos eminentes, visto que envolvia o gás fluoridetro (HF) e ácido fluorídrico, solução altamente corrosiva. Fizeram-se avaliações criteriosas e desenvolveram-se equipamentos especiais, com o intuito de evitar vazamentos e riscos de acidente. No trabalho de descomissionamento, foram obedecidas as normas da CNEN em todas as operações realizadas. Foi calculado o impacto ambiental, que se mostrou desprezível sendo que as doses de radiação, após o térmíno do trabalho, estavam dentro dos limites de público, podendo a área ser liberada para nova utilização. O tipo de descomissionamento realizado foi de remoção completa, retirando-se todos os materiais e equipamentos. Todos os rejeitos foram tratados e/ou armazenados em instalações adequadas.

Palavras-Chave: uranium hexafluoride; pilot plants; decommissioning; nuclear facilities; fuel cycle

SANTOS, IVAN. Descomissionamento de uma usina de producao de hexafluoreto de uranio. Orientador: Alcidio Abrao. 2008. 159 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2008.tde-16112009-151223. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11758. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Este trabalho apresenta uma nova metodologia, simples e de baixo custo, para quantificação direta de urânio em compostos do ciclo do combustível nuclear, baseada na espectroscopia no infravermelho com transformada de Fourier (FTIR), utilizando a técnica de pastilhamento em KBr. Diferentes matrizes foram utilizadas para o desenvolvimento e validação analítica: nitrato de uranilo complexado com TBP (UO2(NO3)2.2TBP) em fase orgânica e nitrato de uranilo (UO2(NO3)2) em fase aquosa. O método para matriz de urânio em fase orgânica (UO2(NO3)2.2TBP em hexano/incorporado em KBr) apresentou linearidade (r = 0,9980) dentro da faixa analítica de 0,20% 2,85% de urânio na pastilha de KBr, LD de 0,02% e LQ de 0,03%, exatidão com recuperações acima de 101,0%, robustez e precisão (DPR < 1,6%). O método para matriz de urânio em fase aquosa (UO2(NO3)2/incorporado em KBr) apresentou linearidade (r = 0,9900) dentro da faixa analítica de 0,14% 0,29% de urânio na pastilha de KBr, LD de 0,01% e LQ de 0,02%, exatidão com recuperações acima de 99,4%, robustez e precisão (DPR < 1,6 %). Amostras de processo do ciclo do combustível nuclear foram submetidas a avaliação intralaboratorial e os resultados foram comparados estatisticamente por outras técnicas: Espectrometria de Fluorescência de Raios-X (FRX) e gravimetria. Os testes estatísticos (t-Student e Fischer) indicaram que a técnica por FTIR e as de referência são equivalentes, demonstrando que a nova metodologia pode ser empregada com sucesso nas análises de rotina para o controle de qualidade dos compostos nucleares.

Palavras-Chave: fourier transform spectrometers; infrared spectrometers; fluorescence spectroscopy; x radiation; comparative evaluations; nuclear fuels; fuel cycle; uranyl compounds; uranyl nitrates; hexane; hydrocarbons; aqueous solutions

PEREIRA, ELAINE. Desenvolvimento e validação de metodologia analítica para quantificação de urânio em compostos do ciclo do combustível nuclear por espectroscopia no infravermelho com transformada de Fourier (FTIR). Orientador: Maria Aparecida Faustino Pires. 2016. 177 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, DOI: 10.11606/T.85.2016.tde-04032016-112713. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26372. Acesso em: $DATA.

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Abstract: As normas de gestão ambiental têm por objetivo prover as organizações dos elementos necessários para implantação de Sistemas da Gestão Ambiental (SGA) que possam ser integrados a outros requisitos da gestão, e auxiliá-las a alcançar seus objetivos ambientais e econômicos. A Unidade de Produção de Hexafluoreto de Urânio USEXA, do Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo - CTMSP, será a primeira planta industrial da etapa de conversão do ciclo do combustível nuclear (produção de hexafluoreto de urânio UF6) do Brasil, permitindo que seja agregado valor ao minério de urânio. Neste trabalho, o SGA proposto para a USEXA, permite disciplinar suas interfaces com o meio ambiente, uma vez que as Normas da CNEN Comissão Nacional de Energia Nuclear e da AIEA Agência Internacional de Energia Atômica para instalações nucleares, na sua grande maioria, visam a atender a critérios de segurança para o público e o meio ambiente, apenas nos quesitos envolvendo radiações ionizantes. O modelo de SGA desenvolvido preenche as lacunas das normas da CNEN e da AIEA, por considerar os impactos ambientais decorrentes do uso de substâncias químicas no processo de fabricação de UF6 e os aspectos gerais de sustentabilidade. Isso pode ser considerado uma contribuição original dentro das complexas atividades que abrangem o processamento de urânio no ciclo do combustível nuclear. Como resultado, esta pesquisa propõe, para avaliação de impactos ambientais, a adoção de um filtro de significância, relacionado à localização do empreendimento, apresenta um Manual do Sistema de Gestão para a USEXA e sugere modelos de treinamentos em gestão de pessoal, como o coaching e a programação neurolinguística, e que poderão ser aplicados em qualquer Sistema de Gestão. Os treinamentos podem ser considerados como uma ação preventiva, por contribuírem para diminuir os incidentes relacionados à manutenção de equipamentos e consequentemente a ocorrência de impactos ambientais.

Palavras-Chave: nuclear fuels; fuel cycle; uranium hexafluoride; management; environmental protection

MATTIOLO, SANDRA R. Diretrizes para implantação de um sistema de gestão ambiental no ciclo do combustível nuclear: estudo de caso da USEXA-CEA. Orientador: Afonso Rodrigues de Aquino. 2012. 129 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2012.tde-08032013-162445. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10169. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O objetivo deste trabalho é verificar os resultados fornecidos pelo programa computacional FRAPCON-3, hoje na versão 5, utilizado no processo de simulação do comportamento de varetas combustíveis de reatores refrigerados a água pressurizada (Pressurized Water Reactor PWR), sob situações operacionais de regime permanente, em condições de alta queima. Para realizar a verificação, foi utilizada a base de dados FUMEX-III, que fornece dados relativos a experimentos realizados com diversos tipos de combustíveis nucleares, submetidos a diversas condições operacionais. Através dos resultados obtidos na simulação do programa FRAPCON-3.5 e da sua comparação com os dados experimentais da base FUMEX-III, foi possível constar que o programa possui boa capacidade de predizer o comportamento operacional da vareta combustível em regime permanente a altas queimas. O trabalho consiste também em verificar a correlação entre UO2 e UO2-7%Gd2O3 na análise dos modelos que simulam o comportamento das pastilhas combustível. A adição do óxido de gadolínio ou gadolínia (Gd2O3), constitui-se na opção tecnológica mais solidamente consagrada e hoje comum em várias centrais nucleares. Por meio dos resultados obtidos nas simulações computacionais foram apresentadas e discutidas a influência das propriedades do UO2 e UO2-7%Gd2O3, quanto à temperatura no centro do combustível, liberação de gás de fissão na vareta, temperatura média do revestimento, volume interno e pressão interna da vareta combustível.

Palavras-Chave: nuclear fuels; fuel cycle; fuel rods; reactor cores; burnup; rare earths; gadolinium; uranium hexafluoride; pwr type reactors; nuclear models; analytical solution; parametric analysis; safety analysis; programming; simulation

MATTOS, CARLOS E. Estudo de modelos para o comportamento a altas queimas de varetas combustível urânio - 7% gadolínio para reatores a água leve pressurizada: avaliação dos parâmetros para prolongamento do tempo de queima do núcleo. Orientador: Elita Fontenele Urano de Carvalho. 2018. 94 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2018.tde-17052018-160542. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29607. Acesso em: $DATA.

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