Abstract: O objetivo deste trabalho é verificar a validade e a acurácia dos resultados fornecidos pelos programas computacionais FRAPCON-3.4a e FRAPTRAN-1.4, utilizados no processo de simulação do comportamento de varetas combustíveis de reatores a água leve pressurizada PWR (Pressurized Water Reactor), sob situações operacionais de regimes permanente e transiente, em condições de alta queima (high burnup). 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 nas simulações computacionais com os programas FRAPCON-3.4a e FRAPTRAN-1.4 e da sua comparação com os dados experimentais da base FUMEX-III, foi possível constatar que os programas empregados possuem um boa capacidade de predizer o comportamento operacional de varetas combustíveis de PWR em regime permanente a altas queimas e sob condição de transiente inicializado por reatividade (Reactivity Initiated Accident RIA).

Palavras-Chave: fuel elements; pellets; burnup; pwr type reactors; fuel rods; computerized simulation; f codes; irradiation procedures; accuracy; reactivity; reactor accidents; comparative evaluations

REIS, REGIS. Análise do comportamento sob irradiação do combustível nuclear a altas queimas com os programas computacionais FRAPCON e FRAPTRAN. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. 2014. 86 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-22092014-131405. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11797. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O óxido de alumínio foi um dos primeiros compostos investigados, com vista a detectar e medir a radiação por meio da termoluminescência (TL). Comumente referido como \"alumina\", o óxido de alumínio tem características interessantes para o desenvolvimento de materiais para a dosimetria. Seu número atômico efetivo é intermediário entre o do osso e do tecido mole do corpo. Pode ser transformado em material termoluminescente pela inserção de elementos químicos em sua estrutura cristalina. Além da TL, a alumina pode apresentar luminescência opticamente estimulada (OSL), fenômeno que também pode ser usado para determinar a dose de radiação. Neste estudo, dois métodos foram investigados para inserir íons metálicos na alumina. O primeiro método foi baseado na capacidade de adsorção da alumina e o segundo denominado método da coprecipitação foi baseado na formação simultânea de compostos insolúveis. As amostras obtidas por adsorção de íons Cu2+ e Mn2+ não mostraram resultados satisfatórios. No entanto, as pastilhas de óxido de alumínio impurificado com Tm3+ via coprecipitação mostraram sinais de TL e OSL. Foi verificado também que a alumina eletrofundida disponível comercialmente é um material que apresenta resposta TL e OSL. Este material que contém diversos íons metálicos em sua estrutura foi transformado em pastilhas por sinterização com vidro. As curvas da resposta TL em função da temperatura e da resposta TL e OSL em função da dose foram determinadas. Os resultados obtidos indicam que estudos mais aprofundados das pastilhas desenvolvidas podem melhorar suas características para que sejam aplicadas em dosimetria.

Palavras-Chave: thermoluminescent dosemeters; optical systems; pellets; aluminium oxides; radiation doses; dosimetry

FUKUMORI, DAVID T. Desenvolvimento e estudo de materiais termoluminescentes baseados em óxido de alumínio para aplicação em dosimetria. Orientador: Leticia Lucente Campos Rodrigues. 2012. 108 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2012.tde-04062012-153217. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9931. 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: Neste trabalho, a moagem com alta energia foi utilizada para a ativação mecânica de misturas de pós de alumínio e nióbio, na proporção de 75% atômico de alumínio, para a síntese por reação de combustão do NbAl3. O objetivo foi investigar os mecanismos de ativação atuantes e a eventual preponderância de um deles. A moagem foi realizada tanto nos pós de alumínio e de nióbio separadamente (pré-ativação), como nas misturas. O processo de síntese por reação foi realizado no modo combustão simultânea, em pastilhas compactadas a partir de misturas com e sem ativação mecânica. O comportamento térmico das pastilhas foi registrado durante todo o ciclo térmico de aquecimento e, as principais características térmicas da reação de combustão, foram determinadas. O parâmetro de rede, o tamanho de cristalito e a microdeformação elástica do alumínio e do nióbio foram determinados por difratometria de raios X, mediante análise pelo método de Rietveld. A microscopia eletrônica de varredura foi utilizada para caracterização microestrutural dos pós moídos e da pastilha reagida. Constatou-se que o mecanismo preponderante de ativação mecânica é o aumento da área de interface, que ocorre durante a formação de agregados de partículas de alumínio e nióbio. A eficiência na formação de interfaces diminuiu com a utilização de nióbio pré-ativado (encruado) e com o aumento da quantidade de ácido esteárico (utilizado como agente controlador de processo durante a moagem). O efeito principal da ativação mecânica na síntese por reação de combustão foi a redução da temperatura de ignição com o aumento do tempo de moagem. A alta densidade de defeitos cristalinos, gerada durante a pré-ativação dos pós de alumínio e nióbio e na ativação mecânica das misturas, não produziu efeitos mensuráveis sobre o comportamento térmico das pastilhas.

Palavras-Chave: niobium; aluminium; powder metallurgy; powders; milling; synthesis; pellets; mechanical properties; alloys

ROCHA, CLAUDIO J. da. Mecanismos de ativação mecânica de misturas de nióbio e alumínio para a síntese por reação do NbAlsub(3). Orientador: Ricardo Mendes Leal Neto. 2008. 147 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2008.tde-11102011-142444. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11675. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A causa imediata do acidente na usina nuclear de Fukushima Daiichi de março de 2011 foi o derretimento do núcleo do reator. Durante este processo, o zircônio do revestimento do combustível reagiu com a água, produzindo uma grande quantidade de hidrogênio. Esse hidrogênio, combinado com os materiais radioativos voláteis, vazou do vaso de contenção e entrou no edifício de reator, resultando em explosões. No passado, o aço inoxidável foi utilizado como revestimento em muitos reatores de água pressurizada (PWR), e seu desempenho sob irradiação foi excelente; entretanto, o aço inoxidável foi substituído por uma liga à base de zircônio como material de revestimento, principalmente devido à sua mais baixa seção de choque de absorção de nêutrons. Hoje, o revestimento de aço inoxidável aparece novamente como uma possível solução para problemas de segurança relacionados a explosão e a produção de hidrogênio. O objetivo desta tese de doutorado é discutir o desempenho sob irradiação de varetas combustíveis usando aço inoxidável como material de revestimento. Os resultados mostram que varetas de aço inoxidável exibem temperaturas mais baixas no combustível e maiores larguras da folga pastilha-revestimento do que as varetas revestidas por Zircaloy e essa folga não fecha durante a irradiação. O desempenho térmico das duas varetas combustíveis é muito semelhante, e a penalidade de maior absorção de nêutrons em razão do uso de aço inoxidável pode ser compensada pela combinação de um pequeno aumento no enriquecimento do U-235 e modificações no tamanho do espaçamento entre as varetas combustíveis.

Palavras-Chave: fuel elements; fuel rods; austenitic steels; stainless steels; coatings; pellets; neutron absorbers; computerized simulation

GOMES, DANIEL de S. Simulação com programas computacionais de desempenho do combustível em regimes permanente e transiente de varetas combustíveis de aço inoxidável austenítico. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. 2014. 158 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2014.tde-19032014-155135. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23493. Acesso em: $DATA.

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