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: No início dos anos 90, os primeiros indícios do tráfico ilícito de materiais nucleares e radioativos foram observados principalmente na região européia. Uma década marcada por inúmeros casos de apreensão desse tipo de material. Como resultado, esses atos passaram a ser alvo de investigações criminais forenses, desenvolvendo-se a partir daí, a ciência forense nuclear. No Brasil não há registros oficiais do tráfico ilícito de material nuclear, entretanto, é amplamente conhecida a extração e o transporte ilegal de materiais geológicos radioativos, assim como a apreensão de fragmentos de materiais utilizados como blindagem de fontes radioativas. Uma das principais ferramentas utilizadas na ciência forense nuclear consiste no estabelecimento de bancos de dados de materiais nucleares. Esses documentos devem conter o maior número possível de informações sobre as características físicas, químicas e nucleares do material apreendido, permitindo a identificação de sua origem, processo de fabricação ou mesmo a idade (age). Assim, se estabelecem padrões de composição característicos de cada material, denominados assinaturas químicas (chemical finger print). Nesse trabalho foi adotado o protocolo forense nuclear seguindo as três etapas de avaliação sugeridas pela Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA) na identificação da origem de Siliceto de urânio (U3Si2). Realizaram-se ensaios de caracterização física, química e isotópica dos materiais em estudo e compararam-se os dados com aqueles obtidos para outros compostos de urânio (Tetrafluoreto de urânio, UF4; óxidos de urânio, UO2 e U3O8; tricarbonato de amônio e uranila, TCAU) estabelecendo-se uma assinatura característica para cada um. A partir dos resultados foi possível classificar os compostos por grupos de origem, uma vez que são provenientes de diferentes processos de fabricação e/ ou origem. Demonstrou-se também a importância da criação e manutenção de um banco de dados nuclear na investigação de um evento forense nuclear.

Palavras-Chave: uranium silicides; radioactive materials; nuclear materials management; crime detection; iaea; recording systems

ROSA, DANIELE S. Caracterização química, física e isotópica de Usub(3)Sisub(2) para fins forenses nucleares. Orientador: Jorge Eduardo de Souza Sarkis. 2011. 105 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-01032012-102729. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10061. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Neste trabalho foi desenvolvido um Espectrômetro de Correlação Angular Gama- Gama Perturbada Diferencial em Tempo (CAP) constituído por seis detectores cintiladores de BaF2, para realização de medidas de interações hiperfinas (campo hiperfino magnético e gradiente de campo elétrico) em diversos materiais e propiciar estudos na área da física da matéria condensada. O espectrômetro desenvolvido possui um sistema de aquisição não convencional em comparação aos demais equipamentos destinados a medidas de CAP. Ao invés do tradicional Analisador Multicanal (MCA), este espectrômetro utiliza um sistema de aquisição de dados constituído, basicamente, por um Conversor Analógico Digital (ADC) rápido, uma placa digital (I/O) convencional e um roteador construído no laboratório de Interações Hiperfinas (LIH) do IPEN. Este versátil e eficiente sistema, controlado por um software também criado no LIH em LabVIEW, permite a geração simultânea de 30 espectros de coincidências γ - γ atrasadas, número superior em comparação aos 12 espectros do antigo espectrômetro de quatro detectores. Além de medidas de linearidade, resolução em tempo e tempo morto, o funcionamento e o desempenho do espectrômetro foram comprovados através de medidas de CAP utilizando os núcleos de prova 111In -> 111Cd e 181Hf -> 181Ta, cujos resultados são bem conhecidos da literatura. Foram feitas medidas de interação quadrupolar do 181Ta em háfnio metálico e do 111Cd em cádmio metálico, e de campo hiperfino magnético do 111Cd e do 181Ta em níquel. Os resultados destas medidas se mostraram em concordância com a literatura. Adicionalmente foram realizadas medidas inéditas de interações hiperfinas magnéticas no composto intermetálico LaMnSi2 utilizando os núcleos de prova 111Cd e 140Ce. As medidas foram realizadas na faixa de temperatura de 10 K a 400K. No caso das medidas utilizando a sonda 111In -> 111Cd, os resultados mostram uma variação do campo magnético com a temperatura que segue a função de Brillouin. Já no caso das medidas com o núcleo de prova 140La -> 140Ce, o resultado apresentou um comportamento anômalo do campo hiperfino em função de temperatura. Os resultados evidenciam uma forte hibridização da banda 4f do Ce com a banda 3d do Mn, fato verificado e estudado em trabalhos anteriores com compostos semelhantes.

Palavras-Chave: perturbed angular correlation; gamma-gamma logging; gamma spectrometers; fine structure; energy levels; nuclear structure; solid state physics; scintillation counters; radiation detectors; measuring instruments; nuclear materials management

DOMIENIKAN, CLAUDIO. Desenvolvimento de um espectrômetro de correlação angular gama-gama perturbada com seis detectores de BaF2 e estudo de interações hiperfinas em composto intermetálico LaMnSi2. Orientador: Rajendra Narain Saxena. 2016. 89 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2016.tde-05122016-144851. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26948. Acesso em: $DATA.

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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

PIRES, MARINA C. Estudo do processo de fabricação de placas combustíveis com uma dispersão a base de gama U7Mo. Orientador: Michelangelo Durazzo. Coorientador: Ricardo Mendes Leal Neto. 2019. 82 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-04022020-102648. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30922. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O material radioativo é classificado pela Organização das Nações Unidas (ONU) como produto perigoso e enquadra-se na classe 7. Seu transporte é necessário para diversas atividades na indústria, agricultura, saúde etc. Recusas e demoras durante o transporte são caracterizadas pelo evento em que a carga, mesmo possuindo as condições ideais para o transporte, teve problemas. Podemos citar como exemplo a rejeição do material por autoridades fiscais quando a carga está totalmente regular ou por exigência de procedimentos de proteção que não estão presentes em norma. Os acontecimentos geram prejuízos financeiros e de imagem social a empresas prestadoras de serviço especializado, hospitais, usuários do material, empresas de geração de energia elétrica e outros. Este trabalho realizou o levantamento dos motivos causadores das recusas e demoras no país por meio de revisão da literatura, entrevistas e questionários, descreveu as soluções obtidas em alguns casos e propôs ações para resolução dos casos em aberto. O medo da radiação ionizante durante o transporte foi mensurado através análises estatísticas de um questionário aplicado a dois grupos de estudo (Grupo 1 e Grupo 2), compostos por indivíduos envolvidos no transporte de materiais radioativos e de outros produtos perigosos. Testes de análise fatorial exploratória, confiabilidade de escala, consistência interna por alfa de Cronbach e correlação foram aplicados para validação dos dados, que são demonstrados por histogramas e estudo de quartis. Dentre os motivos causadores de recusas e demoras encontrados, estão a dificuldade de adaptação às normas vigentes, excessividade e contradição das normatizações, o treinamento específico insuficiente, a indisponibilidade de transportadoras e o medo da radiação ionizante. O estudo realizado para confirmação do medo da radiação durante o transporte foi positivo, indicando a presença do medo durante o processo logístico, como descrito em alguns documentos nacionais e internacionais. Por ser um problema multifatorial, a resolução das recusas e demoras depende de ações como a harmonização das normatizações, mudança na grade curricular de cursos de formação específica, melhora na divulgação de informação e levantamento das ocorrências de recusa e demora e alterações específicas nas normas que facilitem o processo de transporte sem, no entanto, reduzir sua segurança. A insuficiência de recursos financeiros e humanos e a diversidade de órgãos regulatórios envolvidos nesta questão dificultam sua resolução. Porém, o país conta com a experiência adquirida nos últimos 9 anos pelo Comitê Brasileiro sobre Recusas e Demoras no Transporte de Materiais Nucleares e Outros Materiais Radioativos, que fornece um grande potencial de redução dos problemas em médio prazo e viabilidade de sua extinção a longo prazo, que dependem basicamente do levantamento de recursos humanos e financeiros para esta finalidade.

Palavras-Chave: transport; transport regulations; transportation sector; transportation systems; strategic points; vulnerability; isotopes; radioactive materials; nuclear materials management; radioactive waste management; hazardous materials; physical protection devices; radiation protection; safeguards; pollution regulations; government policies; implementation; financial data

CAMPOS, DANIELA. Recusas e demoras no transporte de materiais radioativos. Orientador: Gian Maria Agostino Angelo Sordi. 2019. 134 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-17102019-102224. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30310. Acesso em: $DATA.

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