Abstract: Os elementos de combustível de um reator nuclear de pesquisa tipo MTR (\"Material Testing Reactor\") são, em sua grande maioria, formados por placas de combustível revestidas com alumínio contendo no cerne silicileto de urânio (U3Si2) disperso em matriz de alumínio. Essas placas possuem espessura da ordem de milímetros e comprimentos muito maiores em relação à sua espessura. Elas são dispostas paralelamente no conjunto que forma o elemento combustível, de maneira a formar canais entre elas com poucos milímetros de espessura, por onde escoa o fluido de refrigeração (água leve ou água pesada). Essa configuração, associada à necessidade de um escoamento com altas vazões para garantir o resfriamento das placas em operação, pode gerar problemas de falhas mecânicas das placas de combustível devido às vibrações induzidas pelo escoamento nos canais e, consequentemente, acidentes de proporções graves no caso de velocidade crítica que possa gerar o colapso das placas. Embora não haja ruptura das placas de combustível durante o colapso, as deflexões permanentes excessivas das placas podem causar bloqueio do canal de escoamento no núcleo do reator e levar ao superaquecimento nas placas. Para este trabalho, foram desenvolvidas uma bancada experimental com capacidade para altas vazões volumétricas (Q=100 m3/h) e uma seção de testes que simula um elemento combustível do tipo placa com três canais de resfriamento. A seção de testes foi construída com placas de alumínio e acrílico e foi instrumentada com sensores de deformação, sensores de pressão, um acelerômetro e um tubo de pitot. As dimensões da seção de testes foram baseadas nas dimensões do Elemento Combustível do Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), cujo projeto está sendo coordenado pela Comissão Nacional de Energia Nuclear - CNEN. Os experimentos realizados alcançaram o objetivo de chegar à condição de velocidade crítica de Miller com o colapso das placas. A velocidade crítica foi atingida com 14,5 m/s levando a consequente deformação plástica das placas que formam o canal do escoamento. O canal central na entrada da seção de testes apresentou uma abertura de 3 mm em seu centro, causando um grande bloqueio do escoamento nos canais laterais. Este comportamento foi v constatado visualmente durante a desmontagem da seção de testes, ilustrado e discutido na análise de resultados apresentado neste trabalho. O bloqueio dos canais também foi observado por meio de gráficos de queda de pressão e por gráficos das deformações da entrada, centro e saída das placas contra a velocidade média da seção de testes. Observou-se uma queda da resistência hidráulica da seção de testes devido ao aumento da seção transversal de escoamento no canal central e um aumento exponencial das deformações quando da ocorrência da velocidade crítica. Comparativamente, o valor experimental obtido para velocidade crítica na seção de testes foi da ordem de 85% do valor obtido por cálculo com a expressão teórica de Miller. Os experimentos realizados permitiram um melhor entendimento da interação fluido estrutura em elementos de combustível tipo placa como: valores de frequências de vibrações naturais, instabilidade fluido elástica e desenvolvimento de técnicas para a detecção de valores de velocidade crítica.

Palavras-Chave: fuel elements; fuel plates; heating; reactor cores; research reactors; critical velocity; miller indices; pressure dependence; pressure drop; hydraulic control devices; flow blockage; experiment planning; experiment results

CASTRO, ALFREDO J.A. de. Análise experimental de velocidade crítica em elemento combustível tipo placa plana para reatores nucleares de pesquisa. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. 2017. 102 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2017.tde-23052017-160724. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28022. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Este trabalho apresenta a análise neutrônica do combustível a dispersão de UMo-Al em relação ao aumento da densidade de urânio e faz uma comparação com o combustível de U3Si2-Al. Neste estudo, a densidade de urânio do U3Si2-Al é variada de 3,0 à 5,5 gU/cm3 e a do UMo-Al entre 4,0 à 7,5 gU/cm3 e com a porcentagem em massa de molibdênio com 7 e 10 %. Neste trabalho também é proposta a aplicação de veneno queimável metálico no cerne do combustível de UMo-Al, uma vez que este combustível é metálico e é analisada a utilização de gadolínio (Gd) e európio (Eu) como veneno queimável. A utilização do Gd como veneno queimável foi analisada com o fator de multiplicação infinito (k∞) através do programa celular HRC desenvolvido pelo IPEN e composto pelos códigos HAMMERTECHNION para a analise de célula, ROLAIDS para o cálculo de auto blindagem dos actinídeos e CINDER-2 empregado para a fissão e transmutação dos actinídeos. O núcleo do reator simulado foi similar ao do RMB (Reator Multipropósito Brasileiro) composto por um arranjo de 5x5 posições com 23 elementos combustíveis e dois blocos de alumínio. Para o európio, foram utilizados os programas SERPENT e CITATION. Os cálculos de queima foram realizados considerando uma potência de 30 MW durante três ciclos do RMB de 97 dias. Os resultados obtidos mostram que a porcentagem em massa do molibdênio têm uma grande influência no comportamento neutrônico devido a seção de choque de absorção do molibdênio ser considerável. Portanto, foi escolhida a porcentagem de 7 % de Mo para os estudos com veneno queimável. Para o núcleo proposto, o európio mostrou-se melhor, pois apresenta uma queima mais gradual que o gadolínio. Foi realizada uma simulação com o programa SERPENT com adição de 6 % de silício, o que mostrou que a adição de Si não causa mudança significativa no ciclo de operação do reator. Para validação da metodologia de cálculo, foi elaborada uma especificação técnica e fabricadas 12 miniplacas combustíveis de UMo-Al sem veneno queimável. As miniplacas foram irradiadas no núcleo do reator IPEN/MB-01, em quatro configurações de núcleo, para obtenção da reatividade inserida. Os resultados simulados obtidos para a inserção de reatividade pelas miniplacas nos diversos núcleos analisados apresentaram alta concordância com os resultados experimentais.

Palavras-Chave: neutron sources; neutron reactions; fuel elements; nuclear fuels; uranium-molybdenum fuels; aluminium alloys; silicon; post-irradiation examination; comparative evaluations; computer codes; reactor materials; brazil

MUNIZ, RAFAEL O.R. Análise neutrônica e especificação técnica para o combustível a dispersão UMo-Al com adição de veneno queimável. Orientador: Adimir dos Santos. 2015. 121 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2016.tde-14012016-094914. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25671. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A melhoria nos aspectos de eficiência e de segurança dos reatores nucleares compactos está diretamente ligada às inovações nos combustíveis e na geometria dos Elementos Combustíveis - ou E.C. - como é o caso do tipo Placa, em comparação com o do tipo Vareta. Do ponto de vista mecânico, garantir que a estrutura de um E.C. está segura para funcionar em um reator PWR compacto é afirmar que esta cumpre os requisitos funcionais de projeto para estruturas deste tipo e aplicação, presentes na norma ANSI/ANS-57.5-1996; e também que as tensões resultantes dos carregamentos impostos sobre si são menores do que os limites mecânicos admissíveis para os seus materiais estruturais, de acordo com a norma ASME III, divisão 1, subseção NB. Para desenvolver uma metodologia de análise mecânica buscando verificar o atendimento aos critérios das normas citadas, foi proposto um modelo conceitual computacional de E.C. placa e, posteriormente, este modelo foi submetido a uma série de análises computacionais que simularam a aplicação das combinações dos principais carregamentos atuantes. Os resultados extraídos das análises revelaram que os valores das tensões resultantes da aplicação dos carregamentos foram inferiores aos valores dos limites admissíveis dos materiais que compõem os seus componentes. Foi observado, também, que os deslocamentos resultantes não ultrapassaram os limites funcionais, que são o contato entre estruturas semelhantes vizinhas e/ou o contato da região superior desta estrutura com as estruturas de suporte do vaso de pressão que o contém.

Palavras-Chave: fuel elements; fuel plates; zircaloy; inconel 718; uranium alloys; molybdenum; mechanical tests; compactors; pwr type reactors; pressure vessels; stresses; materials testing reactors; thermodynamics; mechanical tests; mathematical models; computer codes; nuclear engineering

SANTOS, MARCELO M. dos. Avaliação estrutural de um elemento combustível do tipo placa para um reator nuclear compacto. Orientador: Miguel Mattar Neto. 2019. 108 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-08082019-140803. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30155. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Este trabalho tem como objetivo o desenvolvimento de um combustível nuclear de alta densidade e baixo enriquecimento com base na liga ?-UMo, para aplicações nas quais seja necessário desempenho satisfatório a altas temperaturas, considerando-se a sua utilização na forma de dispersão. Para tanto, partiu-se da análise dos resultados dos testes RERTR (sigla em inglês para \"Reduced Enrichment of Research and Test Reactors\") e de alguns trabalhos teóricos envolvendo a elaboração de ligas metaestáveis de ?-urânio. Uma adição ternária é proposta, com base em propriedades de ligas binárias e ternárias de urânio-molibdênio estudadas, e que teve como objetivos um aumento na estabilidade da fase gama do urânio e a facilidade na obtenção dos pós. Assim, as ligas de urânio-molibdênio foram preparadas com adições de Mo de 5 a 10% em peso, e adição de 1 e 3% de elemento ternário (o silício), sobre uma liga base binária de U7Mo. Em todas as fases do processo de preparação, as ligas foram caracterizadas pelas técnicas tradicionais, para determinação de suas propriedades estruturais e mecânicas. Para a elaboração de um processo para a obtenção de pós destas ligas, o seu comportamento sob atmosfera de hidrogênio foi estudado em equipamento de análise térmica e gravimétrica diferencial. Temperaturas variaram da ambiente a 1000oC, por tempos de 15 minutos a 16 horas. A validação destes resultados foi feita em escala semi-piloto, na qual quantidades de 10 a 50g de pós de algumas das ligas foram preparados, sob atmosfera estática de hidrogênio. Os estudos de compatibilidade foram conduzidos expondo-se as ligas à atmosfera de oxigênio e ao contato com alumínio, para a verificação de possíveis reações por meio de análise térmica diferencial. As ligas foram submetidas a aquecimento constante até temperatura de 1000oC, e seu desempenho foi avaliado quanto a maior resistência à reação. 6 Com base nestes resultados, observou-se que as adições ternárias aumentam as temperaturas para a oxidação das ligas e reação com alumínio frente aos binários ?UMo. Um conjunto de condições para hidretação das ligas e fabricação dos pós foi estabelecido, tanto mais restritivos em termos de tempo, temperatura e necessidade de pré-tratamentos quanto mais estável a estrutura ?. Com a adição de ternário em pequeno excesso e formação de fase intergranular, mostrou-se que um aumento na estabilidade não prejudica a formação dos pós.

Palavras-Chave: fuels; uranium alloys; molybdenum alloys; environment; research reactors; mtr reactor; fuel elements; temperature range 0400-1000 k

OLIVEIRA, FABIO B.V. de. Desenvolvimento de um combustível de alta densidade à base da liga urânio-molibdênio com alta compatibilidade em altas temperaturas. Orientador: Humberto Gracher Riella. 2008. 301 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2008.tde-10062008-144005. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11621. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A demanda por combustível nuclear para reatores de pesquisa está aumentando em nível mundial, enquanto várias de suas fábricas têm pequeno volume de produção. Este trabalho estabeleceu um modelo conceitual com duas estratégias para o aumento da capacidade produtiva dessas fábricas. Foram abordadas as fábricas que produzem elementos combustíveis tipo placa carregados com LEU U3Si2-Al, tipicamente usados em reatores nucleares de pesquisa. A primeira estratégia baseia-se na literatura da área de administração da produção e é uma prática frequente nas fábricas em geral. A segunda estratégia aproveita a possibilidade de desmembrar setores produtivos, comum em instalações de produção de combustível nuclear. Ambas as estratégias geraram diferentes cenários de produção, os quais devem ser seguros em relação à criticalidade. Foram coletados dados de uma fábrica real de combustível nuclear para reatores de pesquisa. As duas estratégias foram aplicadas a esses dados com a finalidade de testar o modelo proposto, o que configurou um estudo de caso. A aplicação das estratégias aos dados coletados deu-se por meio de simulação de eventos discretos em computador. Foram criados diversos modelos de simulação para abranger todos os cenários gerados, de forma que o teste indicou um aumento da capacidade produtiva de até 207% sem necessidade de aquisição de novos equipamentos. Os resultados comprovam que o modelo atingiu plenamente o objetivo proposto. Como principal conclusão pode-se apontar a eficácia do modelo proposto, fato que foi validado pelos dados da fábrica.

Palavras-Chave: uranium hexafluoride; hydrolysis; uranium compounds; uranium silicides; alloy nuclear fuels; research reactors; fuel fabrication plants; fuel cycle centers; fabrication; fuel elements; industrial plants; nuclear industry; organizational models; process development units

NEGRO, MIGUEL L.M. Desenvolvimento de um modelo para dimensionamento da capacidade produtiva de fábricas de combustível nuclear para reatores de pesquisa. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. Coorientador: Michelangelo Durazzo. 2017. 114 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2017.tde-08112017-090700. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28038. Acesso em: $DATA.

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