Navegação Teses por assunto "spent fuels"

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  • IPEN-DOC 03766

    SARKIS, JORGE E. de S. . Aplicacao da tecnica de correlacao isotopica para determinacao da concentracao dos nuclideos AM-241 e AM234 em combustiveis nucleares irradiados. 1990. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 198 p. Orientador: Claudio Rodrigues.

    Palavras-Chave: nuclear fuels; americium 241; americium 243; radionuclide kinetics; ion exchange; isotope dilution; actinides; mass spectroscopy; fission products; spent fuels; pwr type reactors; concentration ratio; isotope ratio; correlations

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  • IPEN-DOC 10286

    ROMANATO, LUIZ S. . Armazenagem de combustivel nuclear queimado. 2005. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares, IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 139 p. Orientador: Barbara Maria Rzyski. DOI: 10.11606/D.85.2005.tde-15052006-220434

    Abstract: Quando um país se torna auto-suficiente em uma parte do ciclo nuclear, quanto à produção de combustível que será usado em suas centrais nucleares para a geração de energia, precisa voltar sua atenção para a melhor forma de armazenar este combustível após a sua utilização. A armazenagem do combustível nuclear queimado é uma prática necessária e utilizada nos dias atuais em todo o mundo como temporária, tanto por países que não têm definido o plano de destinação final, isto é, o repositório definitivo, como também por aqueles que já o possuem. Existem dois aspectos principais que envolvem os combustíveis queimados: um referente à armazenagem do combustível nuclear queimado destinado ao reprocessamento e o outro ao que será enviado para deposição final quando o sítio de deposição definitiva estiver definido, corretamente localizado, adequadamente caracterizado quanto aos diversos aspectos técnicos, e licenciado. Este último aspecto pode envolver décadas de estudos por causa das definições técnicas e normativas em um dado país. No Brasil, o interesse está voltado para a armazenagem dos combustíveis queimados que não serão reprocessados. Este trabalho analisa os tipos possíveis de armazenagem, o panorama internacional e a possível proposta para a futura construção de um sítio de armazenagem temporária no país.

    Palavras-Chave: spent fuels; spent fuel storage

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  • IPEN-DOC 13105

    FERREIRA, RAFAEL V. de P. . Biodegradacao de rejeitos radioativos liquidos organicos provenientes do processamento do combustivel nuclear / Biodegradation of radioactive organic liquid waste from spent fuel reprocessing . 2008. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 66 p. Orientador: Maria Helena Bellini. DOI: 10.11606/D.85.2008.tde-10102011-160303

    Abstract: O reprocessamento do elemento combustível constitui uma das etapas do ciclo do combustível e tem por objetivo separar U 235, U238 e Pu239 dos produtos de fissão contidos no elemento combustível queimado para reutilizá -los na fabricação de novos elementos combustíveis. No Brasil, o desenvolvimento do reprocessamento teve início nos anos 70 com a implantação de uma planta piloto de reprocessamento, no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares Comissão Nacional de Energia Nuclear/São Paulo (I PEN-CNEN/SP), dando origem à uma instalação, em escala de laboratório, que operou até o início da década de 90. Parte dos rejeitos radioativos, produzidos principalmente a partir dos laboratórios analíticos está armazenados à espera de tratamento no Labora tório de Gestão de Rejeitos do IPEN-CNEN/SP, e são constituído pela mistura de fases aquosa e orgânica. Por conter compostos orgânicos, esses rejeitos não podem se solidificados diretamente com cimento, necessitando para isso, de tratamento prévio para torná-los compatíveis. Desta forma, o objetivo deste trabalho foi desenvolver uma metodologia de biodegradação dos compostos orgânicos que compõem os rejeitos radioativos líquidos orgânicos (RRLO) para que os mesmos possam ser posteriormente imobilizados em c imento. O trabalho foi dividido em três etapas, a de caracterização dos RRLO, obtenção das comunidades microbianas (da mina de urânio de Poços de Caldas e do estuário de São Sebastião) e realização de ensaios de biodegradação dos RRLO. A partir da caracterização dos rejeitos, a biodegradação do TBP e acetato de etila foram monitoradas. Os resultados mostraram que as comunidades bacterianas selecionadas foram eficientes para a degradação dos rejeitos radioativos líquidos orgânicos. Ao final dos experimentos os níveis biodegradação foram de 66% para o acetato de etila e 70% para o TBP.

    Palavras-Chave: radioactive waste processing; organic wastes; biodegradation; liquid wastes; spent fuels; reprocessing

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  • IPEN-DOC 19125

    ARAUJO, LEANDRO G. de . Degradação da resina de troca iônica utilizando o reagente de Fenton / Degradation of ion spent resin using the Fentons reagent . 2013. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 90 p. Orientador: Julio Takehiro Marumo. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-06092013-145637

    Abstract: O método mais comum de tratamento da resina de troca iônica radioativa é a imobilização em cimento, que reduz a liberação de radionuclídeos para o meio ambiente. Apesar de eficiente, esse método é custoso, pois a quantidade final de rejeito gerada é elevada, já que a capacidade de carga de imobilização é baixa. Este trabalho tem como objetivo desenvolver um método de degradação das resinas provenientes do reator de pesquisa nuclear do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, utilizando o Processo Oxidativo Avançado (POA) com reagentes de Fenton. Isso permitiria uma incorporação maior no cimento. Três formas da resina foram avaliadas: catiônica, aniônica, e uma mistura de ambas as resinas. As reações foram realizadas variando a concentração do catalisador (25, 50, 100 e 150 mM), do volume de peróxido de hidrogênio (320 a 460 mL), e de três temperaturas diferentes, 50, 60 e 70 °C. A solução de catalisador mais eficiente foi a de concentração de 50 mM e volume de 330 mL de peróxido, degradando aproximadamente 98% da quantidade de resina. A temperatura mais eficiente foi a de 60 º C.

    Palavras-Chave: spent fuels; resins; ion exchange materials; solidification; cements; oxidation; reagents; iear-1 reactor; thermal degradation; hydrogen peroxide; catalysts; radioactive wastes; storage

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  • IPEN-DOC 27512

    SILVA, DANILO L.C. e . Desenvolvimento de vidros pertencentes ao sistema SiO2-Na2O-CaO-B2O3-AI2O3 com adição de Nb2O5 para a imobilização de rejeitos radioativos / Development of glasses belonging to the system SiO2-Na2O-CaO-B2O3-Al2O3 with additions of Nb2O5 for nuclear waste immobilization . 2020. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 5 p. Orientador: Sonia Regina Homem de Mello Castanho. DOI: 10.11606/T.85.2020.tde-06112020-160040

    Observação: Há arquivos retidos devido a solicitação (publicação de dados, patentes ou diretos autorais). Data de Liberação: 15/10/2022.

    Abstract: A imobilização de rejeitos radioativos em vidros é uma técnica utilizada em muitos países que possuem programas de energia nuclear, constituindo uma importante rota de tratamento dos rejeitos radioativos de alta atividade, resultantes do reprocessamento do combustível nuclear. Entretanto, problemas envolvendo a produção e a integridade das matrizes vítreas para essa aplicação ainda levantam muitas questões a serem respondidas. Este trabalho estuda a otimização de uma matriz vítrea com a adição de óxido de nióbio para a aplicação futura em imobilização de rejeitos radioativos de média e alta atividade. O estudo foi conduzido a partir de formulações de composições contendo teores de até 7,8 % em mol de Nb2O5 no sistema SiO2-Na2O-CaO-B2O3-Al2O3. A funcionalidade do nióbio na estrutura de rede foi avaliada por meio de técnicas espectrométricas, de ensaios de irradiação α e β, ensaios mecânicos e de resistência hidrolítica, os quais forneceram informações importantes sobre a atuação do óxido na estrutura, bem como do impacto causado por sua presença nas propriedades estudadas. A estrutura dos vidros obtidos é similar à do vidro silicato soda-cal, possibilitando a incorporação e imobilização de elementos na rede. Foram obtidos materiais vítreos perfeitamente compatíveis com a aplicação proposta de imobilização de rejeitos radioativos por possuírem: superior estabilidade à radiação nuclear, alta resistência à cristalização, alta trabalhabilidade de conformação, resistência mecânica adequada e notável resistência química.

    Palavras-Chave: radioactive waste processing; high-level radioactive wastes; spent fuels; alpha particles; niobium oxides; niobium additions; silica; sodium oxides; calcium compounds; boron oxides; aluminium oxide; process development units; containers; glass; wear resistance; beta particles; alpha particles; stability; physical properties; chemical properties; solidification; crystallization

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  • IPEN-DOC 01361

    YAMAURA, MITIKO . Determinacao de torio em solucoes do processo thorex por espectrometria de fluorescencia de raios-X. 1982. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 93 p. Orientador: Harko Tamura Matsuda.

    Palavras-Chave: actinides; thorium; reprocessing; thorex process; fluorescence; x-ray radiography; spent fuels; fission products

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  • IPEN-DOC 00782

    ARAUJO, JOSE A. de . Estudo da sorpcao de plutonio em coluna de alumina no sistema acido nitrico-acido fluoridrico.Aplicacao a recuperacao de plutonio de soluções do tratamento do combustivel nuclear irradiado. 1977. Tese (Doutoramento) - Instituto de Energia Atomica, Sao Paulo. 80 p. Orientador: Alcidio Abrao.

    Palavras-Chave: actinides; plutonium; hydrofluoric acid; aluminium oxides; spent fuels; nuclear fuels; sorption

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  • IPEN-DOC 00882

    FLOH, BERTHA . Estudo de complexacao dos nitratos de nitrosil-rutenio com tioureia .Aplicacao a descontaminacao de rutenio na extracao com TBP-varsolnos esquemas do tratamento quimico do combustivel irradiado. 1977. Tese (Doutoramento) - Instituto de Energia Atomica - IEA, Sao Paulo. 71 p. Orientador: Alcidio Abrao.

    Palavras-Chave: actinides; uranium; ruthenium; decontamination; efficiency; purex process; purification; spent fuels; thiourea

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  • IPEN-DOC 14464

    ROMANATO, LUIZ S. . Estudo de um casco nacional e sua instalacao para armazenagem seca de combustivel nuclear queimado gerado em reatores PWR / Study of a brazilian cask and its installation for PWR spent nuclear fuel dry storage . 2009. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 236 p. Orientador: Barbara Maria Rzyski. DOI: 10.11606/T.85.2009.tde-15102010-094602

    Abstract: O combustível nuclear queimado (CNQ) é retirado do reator nuclear após exaurir sua eficiência de geração de energia. Após ser retirado do reator, esse combustível é temporariamente armazenado em piscinas com água na própria instalação do reator. Durante esse tempo, o calor gerado e os elementos radioativos presentes, de meia-vida média e curta, caem até níveis que permitem retirar o combustível queimado da piscina e enviá-lo para depósitos temporários de via seca. Nessa fase, o material precisa ser armazenado segura e eficazmente de forma que possa ser recuperado em futuro próximo, ou disposto como rejeito radioativo. A quantidade de combustível queimado cresce anualmente e, nos próximos anos, vai aumentar mais ainda por causa da construção de novas instalações de geração de energia de origem nuclear. Nos dias de hoje, o número de instalações novas voltou a atingir os níveis da década de 1970, porque é maior que a quantidade de ações de descomissionamento de instalações antigas. Antes que seja tomada qualquer decisão, seja a de recuperar o combustível remanescente ou considerar o CNQ como rejeito radioativo, o mesmo precisa ser isolado em um dos diferentes tipos de armazenagem existentes no mundo. No presente estudo mostra-se que a armazenagem do CNQ, via seca, em cascos é a opção mais vantajosa. Propõe-se um modelo de casco autóctone para combustível de reatores de potência e de uma instalação de armazenagem para abrigar esses cascos. É um estudo multidisciplinar no qual foi desenvolvida a parte conceitual de engenharia e que poderá ser usada para que o CNQ nacional, retirado dos reatores brasileiros de potência, seja armazenado com segurança por um longo período até que as autoridades brasileiras decidam o local para deposição final.

    Palavras-Chave: spent fuels; spent fuel casks; dry storage; spent fuel storage; storage facilities

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  • IPEN-DOC 05658

    FORBICINI, CHRISTINA A.L.G. de O. . Procedimentos eletroquimicos no tratamento do combustivel nuclear irradiado. 1994. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 150 p. Orientador: Bertha Floh de Araujo.

    Palavras-Chave: electrochemistry; electrolytic cells; laboratory equipment; mixer-settlers; mixers; radioactive wastes; spent fuel elements; spent fuels

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O gerenciamento do Repositório está a cargo da Biblioteca do IPEN. Constam neste RI, até o presente momento 20.950 itens que tanto podem ser artigos de periódicos ou de eventos nacionais e internacionais, dissertações e teses, livros, capítulo de livros e relatórios técnicos. Para participar do RI-IPEN é necessário que pelo menos um dos autores tenha vínculo acadêmico ou funcional com o Instituto. Nesta primeira etapa de funcionamento do RI, a coleta das publicações é realizada periodicamente pela equipe da Biblioteca do IPEN, extraindo os dados das bases internacionais tais como a Web of Science, Scopus, INIS, SciElo além de verificar o Currículo Lattes. O RI-IPEN apresenta também um aspecto inovador no seu funcionamento. Por meio de metadados específicos ele está vinculado ao sistema de gerenciamento das atividades do Plano Diretor anual do IPEN (SIGEPI). Com o objetivo de fornecer dados numéricos para a elaboração dos indicadores da Produção Cientifica Institucional, disponibiliza uma tabela estatística registrando em tempo real a inserção de novos itens. Foi criado um metadado que contém um número único para cada integrante da comunidade científica do IPEN. Esse metadado se transformou em um filtro que ao ser acionado apresenta todos os trabalhos de um determinado autor independente das variáveis na forma de citação do seu nome.

A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.

1. Portaria IPEN-CNEN/SP nº 387, que estabeleceu os princípios que nortearam a criação do RDI, clique aqui.


2. A experiência do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) na criação de um Repositório Digital Institucional – RDI, clique aqui.

O Repositório Digital do IPEN é um equipamento institucional de acesso aberto, criado com o objetivo de reunir, preservar, disponibilizar e conferir maior visibilidade à Produção Científica publicada pelo Instituto, desde sua criação em 1956.

Operando, inicialmente como uma base de dados referencial o Repositório foi disponibilizado na atual plataforma, em junho de 2015. No Repositório está disponível o acesso ao conteúdo digital de artigos de periódicos, eventos, nacionais e internacionais, livros, capítulos, dissertações, teses e relatórios técnicos.

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