Abstract: O objetivo deste trabalho é apresentar uma análise comparativa em termos do desempenho sob irradiação de varetas de combustível cilíndricas de dióxido de urânio e placas de combustível monolíticas de urânio molibdênio em reatores à água leve pressurizada. Para analisar o desempenho das placas de combustível monolíticas de urânio molibdênio quando submetidas a condições operacionais de estado estacionário em reatores de água leve pressurizada foi utilizado o programa de computador PADPLAC-UMo, que realiza análises térmicas e mecânicas do combustível levando em consideração os efeitos físicos, químicos e de irradiação a que esse combustível está submetido. Para a análise das varetas cilíndricas de dióxido de urânio foi utilizado o código FRAPCON, que é uma ferramenta analítica que verifica o comportamento sob irradiação de uma vareta de combustível de reatores à água leve pressurizada, quando as variações de potência e as condições de contorno são suficientemente lentas para que o termo regime permanente seja aplicado. A análise para um reator nuclear de pequeno porte, apesar da maior densidade de potência aplicada na placa de combustível em relação à vareta de combustível, mostrou que as placas de combustíveis apresentam menores temperaturas e menores liberações de gases ao longo do histórico de potência analisado, proporcionando a utilização de um núcleo mais compacto sem ultrapassar os limites de projeto impostos ao combustível nuclear.

Palavras-Chave: nuclear fuels; uranium dioxide; fuel rods; uranium-molybdenum fuels; fuel plates; power reactors; small modular reactors; design; reactor maintenance; performance testing; computer codes; programming; computerized simulation

SILVA, ANDRE L.C. da. Análise e comparação de programas computacionais para análise do desempenho sob irradiação de placas de combustível de urânio-molibdênio e varetas cilíndricas de dióxido de urânio em reatores a água leve pressurizada. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. 2020. 106 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-11092020-163914. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31516. 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: O Reator Multipropósito Brasileiro, conhecido como RMB, visa a produção de radioisótopos para aplicação na saúde, indústria e meio ambiente, irradiação e teste de materiais, realização de pesquisas científicas em física nuclear e aplicação de feixe de nêutrons em apoio a pesquisas científicas e tecnológicas desenvolvidas em várias áreas do conhecimento. O combustível para esse reator é do tipo MTR (Materials Testing Reactor) e será produzido pelo Centro de Combustível Nuclear do IPEN, que já vem desenvolvendo e fabricado rotineiramente esse tipo de combustível e tem como desafio aumentar a produtividade das instalações para atender à atual e futura demanda. Objetivou-se neste trabalho estudar a influência da folga entre o briquete e a cavidade da moldura no aparecimento de trincas no núcleo da placa combustível. Para isso, realizou-se uma análise do processo de produção das placas a serem usadas no Reator Multipropósito Brasileiro e estudou-se diferentes folgas definiu-se uma folga padronizada. Foram laminadas e radiografadas placas combustíveis montadas com diferentes folgas entre a moldura e o briquete, identificando-se a ocorrência de trincas no núcleo. As informações obtidas permitiram definir as dimensões e tolerâncias adequadas dos briquetes e das cavidades das molduras que garantem a produção de placas combustíveis dentro dos padrões aceitáveis, melhorando a produtividade do Centro de Combustível Nuclear. Além da folga entre o briquete e a cavidade da moldura, a qual era considerada a principal causa para o trincamento do núcleo, outras causas também foram investigadas. Tanto a folga como também a qualidade do acabamento superficial da matriz de compactação do briquete mostraram-se ser a causa para o trincamento do núcleo durante a laminação das placas combustíveis.

Palavras-Chave: nuclear facilities; fuel fabrication plants; nuclear fuels; uranium tetrafluoride; fuel plates; cracks; failed element detection; failed element monitors; fuel element failure; fuel elements; x-ray radiography; rcic systems; reactor cores; research reactors; rmb reactor; brazil

COSTA, REGINALDO S. Avaliação da influência do ajuste entre moldura e briquete na deformação do núcleo de placas combustíveis. Orientador: Michelangelo Durazzo. 2020. 120 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-21092020-095150. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31517. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Para elaborar um programa de proteção radiológica, as instalações radiativas brasileiras devem considerar normas, diretrizes e recomendações nacionais e internacionais que encontram-se em documentos de diferentes organizações publicados nas últimas décadas: Comissão Internacional de Proteção Radiológica (CIPR), Organismo Internacional de Energia Atômica (OIEA) e Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN). Visando a proporcionar a essas instalações o acesso às informações pertinentes de forma rápida, integrada e eficiente, este projeto propõe informatizar e disponibilizar em um só documento os programas de otimização da proteção radiológica unificados, inter-relacionados e em português, fornecendo ao público usuário um veículo completo para fins de pesquisa, consulta e informação. A partir do discernimento do que deve conter cada programa e seu real dimensionamento, foi trabalhado o inter-relacionamento das informações de maneira a satisfazer as normas e recomendações nacionais e internacionais. O projeto inclui conceitos, definições e teoria necessários, além da pesquisa detalhada do conteúdo do programa de otimização, das técnicas de ajuda para tomada de decisão, das doses de radiação e detrimento e das informações relacionadas aos custos de proteção. O conteúdo permite responder a todas as questões que devem ser colocadas na elaboração de um programa de otimização de forma a possibilitar montagem do plano de Proteção Radiológica conforme a situação específica do usuário. Para a informatização dos programas de otimização foram estudadas as possibilidades de acesso à Tecnologia da Informação e Comunicação nas empresas brasileiras, possibilitando identificar o perfil de utilização do sistema e definir a estrutura funcional adequada para a criação das melhores interfaces de ferramentas e recursos, bem como de um projeto de navegabilidade eficaz facilitando a busca de informações. O poder de processamento dos servidores aliado à tecnologia dos bancos de dados relacionais permite correlacionar informações advindas de diferentes fontes, possibilitando consultas complexas com tempo de resposta reduzido. O sistema segue o padrão WEB 2.0, que possibilita a estrutura organizacional necessária para a adequada informatização da proteção radiológica e considera os corretos critérios de indexação da informação para garantir seu reconhecimento pelos motores de busca da internet. O projeto conta com a combinação de várias tecnologias, potencializando os recursos disponíveis em cada uma delas para alcançar os objetivos propostos. Este trabalho experimental lança um cerne inicial para a informatização dos programas de proteção radiológica, informatizando inicialmente os programas de otimização. A investigação do perfil de utilização durante um período de cinco meses possibilitou o levantamento de dados importantes que apontam novas possibilidades para o desenvolvimento da informatização dos programas de proteção radiológica. Pretende-se, a partir dos resultados deste projeto, aprofundar o trabalho de investigação e completar a execução do sistema de informatização.

Palavras-Chave: radiation protection; nuclear facilities; nuclear fuels; fuel cycle; computerized control systems; computer codes; program management

LEVY, DENISE S. Contribuição para informatização dos programas de proteção radiológica para instalações radiativas. Orientador: Gian Maria Agostino Angelo Sordi. 2012. 154 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2012.tde-10122012-130100. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10144. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Reatores PWR empregam, como combustível nuclear, pastilhas de UO2 acondicionadas em tubos de ligas de zircônio, chamados de encamisamento. Na sua fabricação são gerados cavacos de usinagem que não podem ser descartados, pois a reciclagem deste material é estratégica quanto aos aspectos de tecnologia nuclear, econômicos e ambientais. As ligas nucleares têm altíssimo custo e não são produzidas no Brasil, sendo importadas para a fabricação do combustível nuclear. Neste trabalho são abordados dois métodos para reciclar os cavacos de Zircaloy. No primeiro, os cavacos foram fundidos utilizando um forno elétrico a arco para obter lingotes. O segundo usa a técnica da metalurgia do pó, onde os cavacos foram submetidos à hidretação e o pó resultante foi moído e isostaticamente prensado e, a seguir, sinterizado a vácuo. A composição química, as fases presentes e a dureza no material foram determinadas. Os lingotes foram tratados termicamente e laminados, sendo que as microestruturas foram caracterizadas por microscopia óptica e eletrônica de varredura. Os resultados para ambos os métodos mostraram que a composição do Zircaloy reciclado cumpre as especificações químicas e apresentaram microestrutura adequada para uso nuclear. Os bons resultados do método de metalurgia do pó sugerem a possibilidade de produzir pequenas peças, como as tampas do encamisamento - end-caps, usando a sinterização no formato quase final (near net shape).

Palavras-Chave: zircaloy; recycling; nuclear fuels; cladding; hydridation; electric arcs; powder metallurgy

PEREIRA, LUIZ A.T. Desenvolvimento de processos de reciclagem de cavacos de Zircaloy via refusão em forno elétrico a arco e metalurgia do pó. Orientador: Luis Gallego Martinez. 2014. 118 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2014.tde-27052014-090225. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23302. 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: Este trabalho apresenta e consolida uma metodologia alternativa para a determinação de taxas de reação nuclear ao longo da direção radial das pastilhas combustíveis sem necessidade de intensos fluxos neutrônicos. Esta técnica se baseia na irradiação de um disco de UO2 inserido no interior de uma vareta combustível desmontável no núcleo do reator IPEN/MB-01. Após a irradiação são realizadas várias espectrometrias gama do disco utilizando um detector HPGe alternando sequencialmente 6 colimadores de chumbo com diâmetros diferentes. Consequentemente, as reações nucleares de captura radiativa que ocorrem nos átomos de 238U, juntamente com as fissões que ocorrem em ambos 235U e 238U são mensuradas em função de 6 regiões radiais distintas do disco combustível. As correções de eficiência geométrica devido à introdução dos colimadores no sistema de detecção HPGe são determinadas através do código MCNP-5. As medidas de taxa de fissão são realizadas utilizando o 99Mo como radionuclídeo traçador. Esse radionuclídeo foi estudado e provou-se ideal para estas medidas por possuir um comportamento linear de formação, alto rendimento de fissão e principalmente por emitir fótons de baixa energia. As medidas foram efetuadas irradiando discos de UO2 (com enriquecimento de 4,3%) na posição central do reator IPEN/MB-01 a potência de 100 Watts durante uma hora. Algumas medidas foram realizadas utilizando uma luva de cádmio envolta na vareta combustível para determinar as taxas de reação nuclear na faixa de energia epitérmica. Os resultados experimentais obtidos são comparados a cálculos de taxa de reação nuclear via MCNP-5 utilizando a biblioteca de dados ENDF/B-VII.0, os quais apresentaram discrepâncias de no máximo 9% para as taxas de captura no 238U e 14% para as taxas de fissão no U na faixa epitérmica. Foram obtidos valores máximos de 4,5% para incertezas relativas as taxas de captura total e epitérmica e para as taxas de fissão total e epitérmica valores máximos de 11,3%.

Palavras-Chave: neutron sources; neutron reactions; neutron flux; capture; delayed neutron analysis; fuel elements; nuclear fuels; pellets; reactor cores; uranium isotopes; uranium 235; uranium 238; uranium oxides; molybdenum 99; reactor materials; brazil

MURA, LUIS F.L. Determinação experimental de taxas de reação no 238U e 235U ao longo do raio da pastilha de UO2 do reator IPEN/MB-01. Orientador: Adimir dos Santos. 2015. 132 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2015.tde-16122015-142907. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25670. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A otimização de combustíveis nucleares para uso em reatores a água pressurizada pode ser obtida pelo aumento da taxa de queima do combustível. Para isso, no entanto, é necessário levar em conta o aumento na reatividade inicial no reator, causada pelo maior enriquecimento do combustível. Esse problema, por sua vez, pode ser contornado por meio da introdução dos chamados venenos queimáveis diretamente nas pastilhas combustível de UO2. Alguns elementos do grupo das terras-raras possuem propriedades físicas e químicas que os tornam apropriados para esse uso dentro de reatores. Para caracterizar a microestrutura do combustível UO2 utilizado em reatores a água pressurizada dopado de érbio, pastilhas de UO2-Er2O3 foram preparadas, com teor de Er2O3 variando de 1,0 a 9,8 wt%, e analisadas por difração de raios X (DRX) para determinar se houve a formação de solução sólida pelo composto e determinar a variação do parâmetro de rede da solução em função da concentração de érbia. Apesar da análise por DRX ter mostrado que todo o érbio se incorporou à rede de UO2, ela também evidenciou a emergência de uma segunda fase, de estrutura do tipo fluorita, e cuja fração mássica aumenta em função do teor de érbia, enquanto seu parâmetro de rede diminui. Esses resultados são compatíveis com o fenômeno de segregação de defeitos, que consiste na formação de microdomínios segregados da rede principal nos quais há uma concentração maior dos defeitos i.e. são regiões mais ricas em érbio. Assim, a análise por DRX mostrou que houve formação de solução sólida de (U,Er)O2, mas que são necessários ajustes nos parâmetros de sinterização para que seja obtida uma solução monofásica.

Palavras-Chave: uranium dioxide; erbium oxides; crystal-phase transformations; powder metallurgy; nuclear fuels; x-ray diffraction

SANSONE, ALBERTO E. dos S. Estudo da formação de fases cristalinas por difração de raios X no sistema UO2-Er2O3. Orientador: Elita Fontenele Urano de Carvalho. 2018. 109 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2018.tde-27092018-093821. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29631. 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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