Navegação Teses por assunto "uranium alloys"

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  • IPEN-DOC 22016

    VIEIRA, LUDMILA C. . Aplicação de macrófitas como biossorventes no tratamento de rejeitos radioativos líquidos / Application of macrophytes as biosorbents for radioactive liquid waste treatment . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 80 p. Orientador: Júlio Takehiro Marumo. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-31102016-142433

    Abstract: O rejeito radioativo como qualquer outro tipo de resíduo, precisa receber tratamento adequado. É necessário considerar suas características físico-químicas e radiológicas para a escolha da ação apropriada para o tratamento e a deposição final do rejeito. Muitas técnicas de tratamento utilizadas hoje são economicamente dispendiosas, inviabilizando muitas vezes o seu uso e impulsionando o estudo de outras técnicas de tratamento. Uma dessas técnicas é a biossorção, que demonstra alto potencial quando aplicada a rejeitos radioativos. Essa técnica utiliza materiais de origem biológica para a remoção de metais. Dos potenciais biossorventes encontrados, as macrófitas aquáticas apresentam-se vantajosas e possibilitam a remoção do urânio presente no rejeito radioativo líquido a baixo custo. O objetivo deste estudo foi avaliar a capacidade de biossorção das macrófitas aquáticas Pistia stratiotes, Limnobium laevigatum, Lemna sp e Azolla sp no tratamento dos rejeitos radioativos líquidos. Este trabalho foi dividido em duas etapas, uma de caracterização e preparação e outra de ensaios de biossorção, realizados com soluções de urânio e com rejeito real. As biomassas foram testadas na sua forma bruta e os ensaios de biossorção foram realizados em frascos de polipropileno contendo 10 mL de solução de urânio ou 10 mL de rejeito radioativo e 0,20 g de biomassa. O comportamento das biomassas foi avaliado por meio da cinética de sorção e modelos de isotermas. As maiores capacidades de sorção foram observadas com as macrófitas Lemna sp com 162,1 mg/g e para a Azolla sp com 161,8 mg/g. Os tempos de equilíbrio obtidos foram de 1 hora para a Lemna sp, e de 30 minutos para a Azolla sp. Com o rejeito real, a macrófita Azolla sp apresentou uma capacidade de sorção de 2,6 mg/g. Estes resultados sugerem que a Azolla sp possui maior capacidade de biossorção, sendo a mais indicada para estudos mais detalhados de tratamento de rejeitos radioativos líquidos.

    Palavras-Chave: radioactive waste management; waste processing; radioactive effluents; liquid wastes; sorptive properties; absorbents; absorption; aquatic organisms; plants; biomass; polypropylene; organic compounds; uranium alloys; isothermal processes; langmuir frequency; scanning electron microscopy; ultraviolet radiation

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  • IPEN-DOC 25948

    SANTOS, MARCELO M. dos . Avaliação estrutural de um elemento combustível do tipo placa para um reator nuclear compacto / Structural evaluation of a plate-type fuel element for a compact nuclear reactor . 2019. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 108 p. Orientador: Miguel Mattar Neto. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-08082019-140803

    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

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  • IPEN-DOC 10885

    ALMEIDA, CIRILA T. de . Desempenho sob irradiação de elementos combustíveis do tipo U-Mo. 2005. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 89 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva.

    Palavras-Chave: materials testing reactors; nuclear fuels; fuel elements; reactor materials; uranium alloys; irradiation procedures; molybdenum additions; aluminium; iear-1 reactor; research reactors; pool type reactors

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  • IPEN-DOC 12649

    OLIVEIRA, FABIO B.V. de. Desenvolvimento de um combustível de alta densidade à base da liga urânio-molibdênio com alta compatibilidade em altas temperaturas / Development of a high density fuel based on uranium-molybdenum alloys with high compatibility in high temperatures . 2008. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 301 p. Orientador: Humberto Gracher Riella. DOI: 10.11606/T.85.2008.tde-10062008-144005

    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

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  • IPEN-DOC 27268

    TAKARA, ERIKI M. . Dissolução eletroquímica de ligas de alumínio em solução alcalina aplicadas ao pós tratamento de alvos de irradiação / Electrochemical dissolution of aluminum alloys in alkaline solutions applied to irradiation targets post-processing . 2020. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 77 p. Orientador: Elita Fontenele Urano de Carvalho. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-16092020-104406

    Abstract: O tecnécio-99 metaestável (99mTc) é o radioisótopo mais utilizado nos diagnósticos por imagem devido à sua meia-vida curta de aproximadamente 6 horas e emissão de energia de 140keV. O 99mTc é gerado através do decaimento radioativo do isótopo molibdênio-99 (99Mo) que possui meia vida de aproximadamente 66 horas. Atualmente, 100% de todo 99Mo utilizado como matéria prima no país é importado sendo que dentre as rotas utilizadas para a produção do 99Mo, encontra-se o método da fissão nuclear de urânio de baixo enriquecimento (LEU) por meio de irradiação de alvos do tipo placa (UAlx). Uma das etapas após irradiação consiste na dissolução das ligas de alumínio que compõem o invólucro e a dispersão do núcleo através do procedimento comercial utilizado atualmente que é a dissolução puramente química, à quente, em soluções alcalinas de NaOH. Neste trabalho, estudou-se a influência dos fatores envolvidos na dissolução química (temperatura, concentração da solução de NaOH e tempo de dissolução) comparando-as com a adição de polarização do alvo, a fim de se aumentar a taxa de dissolução e diminuir, dessa forma, o tempo global de pós processamento dos alvos. Verificou-se que a temperatura da solução é o fator mais relevante tanto na dissolução química quanto na dissolução aplicando polarização anódica ou catódica. A presença da polarização pode auxiliar no processo de dissolução dependendo das condições de pH e potencial aplicado, porém, tecnologicamente não apresentou uma redução considerável no tempo de dissolução dos alvos.

    Palavras-Chave: technetium 99; radioisotopes; targets; plates; uranium alloys; aluminium base alloys; separation processes; dissolution; sodium hydroxides; alkaline hydrolysis; electrochemical cells; impedance; scanning electron microscopy; x-ray diffraction; neutron flux

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  • IPEN-DOC 01027

    LIMA, RUI M. de . Estudo de segregacao em ligas aluminio-uranio. 1979. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Energia Atomica - IEA, Sao Paulo. 166 p. Orientador: Clauer Trench de Freitas.

    Palavras-Chave: alloys; uranium alloys; aluminium alloys; solidification

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  • IPEN-DOC 00316

    AMBROZIO FILHO, FRANCISCO . Microestruturas de solidificacao de ligas aluminio-uranio. 1973. Dissertacao (Mestrado) - Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP, Sao Paulo. 67 p. Orientador: Renato Rocha Vieira.

    Palavras-Chave: alloys; uranium alloys; aluminium alloys

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  • IPEN-DOC 01637

    LEAL, JOSE F. . Microssegregacao e tratamentos termicos de homogeneizacao em ligas uranio-niobio (U-Nb). 1988. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 56 p. Orientador: Francisco Ambrozio Filho.

    Palavras-Chave: niobium alloys; segregation; microstructure; solidification; uranium alloys; segregation; solidification

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  • IPEN-DOC 22192

    JOÃO, THIAGO G. . Proposta de novas configurações para o núcleo do reator IEA-R1 do IPEN/CNEN - SP com combustíveis de alta densidade de urânio / Proposal of new core configurations for the IPEN/CNEN-SP IEA-R1 research reactor with high density uranium fuels . 2016. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear ) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 171 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. DOI: 10.11606/T.85.2017.tde-17012017-131601

    Abstract: O presente estudo foi realizado para verificar a possibilidade de redução do núcleo do reator IEA-R1 do IPEN/CNEN-SP. Cálculos neutrônicos foram desenvolvidos para um conjunto de novas configurações para que, a posteriori, a análise termo-hidráulica e de segurança pudessem ser realizadas. As novas configurações analisadas são menores por diversos motivos, como obter uma melhor utilização do combustível, melhor distribuição dos fluxos de nêutrons, dentre outros. Para que se possa atingir tais configurações, a densidade de Urânio no combustível deve ser aumentada. Neste estudo, combustíveis de U3Si2-Al com 4,8gU/cm3 foram testados e novos núcleos para o reator IEA-R1 foram propostos e discutidos. A análise neutrônica não impõe restrições aos núcleos estudados. A análise termohidráulica mostrou que as margens de segurança e os perfis de temperatura ao longo das placas combustíveis não excedem os limites de projeto. Os coeficientes de temperatura obtidos para os novos núcleos, no caso isotérmico, são todos negativos, conforme desejado. A queima mostrou que núcleos supercompactos não apresentam excesso de reatividade suficiente para o funcionamento dos mesmo, ao se utilizar combustíveis com 4,8gU/cm3. Um APR (Acidente de Perda de Refrigerante) foi simulado para os núcleos remanescentes. A ruptura da fronteira do primário se mostrou o acidente mais crítico, devido ao curto tempo para o esvaziamento completo da piscina do reator. As temperaturas atingidas após o descobrimento foram calculadas e não excedem aquelas cujos valores propiciam empolamento nas placas combustíveis (475 °! a 550 °!), uma vez que se obedeça os tempos de esvaziamento seguro da piscina para as novas configurações.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; neutron physics; neutron transport theory; reactor physics; reactor safety; reactor cores; fuel elements; fuel management; uranium alloys; silicon alloys; aluminium; power density; thermalization; hydraulics; monte carlo method; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 24291

    CONTURBIA, GIOVANNI de L.C.R. . Tecnologia de fabricação de alvos de aluminetos de urânio para produção de Mo-99 / Fabrication technology of uranium aluminide targets for Mo-99 production . 2017. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 105 p. Orientador: Michelangelo Durazzo. DOI: 10.11606/T.85.2018.tde-29012018-100507

    Abstract: Neste trabalho os parâmetros de fabricação de alvos de dispersão UAlx-Al foram definidos aplicando-se a tecnologia de montagem e laminação de um conjunto núcleo-moldura-revestimentos tradicionalmente adotada na fabricação de placas combustíveis usadas em reatores de pesquisa. O uso das técnicas de dilatometria e difração de raios-x com refinamento de Rietveld contribuíram para desenvolver um processamento termomecânico para controle das fases presentes no núcleo do alvo. Um método inovador que permitiu o aumento da produtividade desse tipo de alvo também foi desenvolvido com base na laminação de múltiplos núcleos. O processo de fabricação mostrou-se adequado para produção de alvos com a especificação para produção de Mo-99 no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB).

    Palavras-Chave: aluminium alloys; uranium alloys; molybdenum 99; isotope production reactors; molybdenum isotopes; radioisotope generators; thermometers; radiometric analysis; volumetric analysis; x-ray diffraction; electron microscopy; image processing

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  • IPEN-DOC 00478

    AZEVEDO, ADRIANA M.V. de . Texturas cristalinas em ligas aluminio-uranio determinadas por difracao de neutrons. 1978. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Energia Atomica - IEA, Sao Paulo. 102 p. Orientador: Carlos Benedicto Ramos Parente.

    Palavras-Chave: aluminium; uranium alloys; aluminium alloys; crystal structure; crystal lattices; texture; neutron beams; neutron diffraction; crystallography; hot working; rolling; structural chemical analysis; uranium

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Autor: Maprelian

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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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