Navegação Teses por assunto "uranium silicides"

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  • IPEN-DOC 18597

    SILVA, CLAYTON P. da . Aplicação da quimiometria para caracterização química de combustíveis tipo MTR por fluorescência de raios X / Chemometrics application in fuel's MTR type chemical characterization by x-ray fluorescence . 2012. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 52 p. Orientador: Marcos Antonio Scapin. DOI: 10.11606/D.85.2012.tde-06032013-133818

    Abstract: No Brasil e no mundo a tecnologia nuclear vem ocupando posição de destaque com diversas aplicações na indústria, geração de energia, meio ambiente e na medicina, melhorando a qualidade de exames e tratamentos, consequentemente, a vida das pessoas. O urânio é o principal elemento utilizado em instalações nucleares, servindo como material base desde a geração de eletricidade à fabricação de radiofármacos. Nos anos 50, em meio à guerra fria, a então recém-criada Agência Internacional de Energia Atômica se propôs a supervisionar instalações nucleares e incentivar a fabricação de combustíveis nucleares com baixo teor de urânio, conhecidos como combustíveis do tipo Material Test Reactor (MTR), fabricados inicialmente na forma de U3O8 e mais tarde o U3Si2, ambos dispersos em alumínio. A utilização desta tecnologia requer uma constante melhoria de todos os processos que envolvem a fabricação do MTR sujeita a diversos protocolos internacionais, os quais procuram garantir a confiabilidade desse combustível do ponto de vista prático e ambiental. Dentro desse contexto, o controle de impurezas, do ponto de vista da economia de nêutrons, afeta diretamente a qualidade de qualquer combustível nuclear, fazendo-se necessário um controle rigoroso. A literatura reporta procedimentos que, além de gerar resíduos, são demorados e dispendiosos, pois necessitam de curva de calibração univariada e materiais de referência. Assim, o objetivo deste trabalho é estabelecer e validar uma metodologia de análise química quantitativa não destrutiva, de baixo custo e tempo de análise, tal como, minimizar a geração de resíduo para a determinação multielementar dos maiores constituintes (Utotal e Si) e as impurezas (B, Mg, Al, Cr, Mn, Fe, Co, Ni, Cu, Zn, Mo, Cd e outros) presentes em U3O8 e U3Si2, atendendo as necessidades de reatores nucleares na qualificação de combustíveis nucleares do tipo MTR. Para tanto, foi aplicada a técnica de fluorescência de raios X que permite análises químicas rápidas e não destrutivas, além de não necessitar de tratamentos químicos prévios (dissolução, digestão e outros) na fase de preparação de amostras. Para as correções de efeitos espectrais e de matriz foram aplicados e avaliados os métodos de parâmetros fundamentais, de curva de calibração univariada e de calibração multivariada. Os resultados foram comparados por meios de testes estatísticos em conformidade com a norma ISO 17025 com os MRCs (123(1-7) e 124(1-7)) de U3O8 da New Brunswick Laboratory (NBL) e 16 amostras de U3Si2 cedidas pelo CCN do IPEN-CNEN-SP. A quimiometria demonstrou-se um método promissor para a determinação de maiores e menores constituintes em combustíveis nuclear a base de U3O8 e U3Si2, uma vez que a precisão e exatidão são estatisticamente iguais aos métodos de análises volumétrica, gravimétrica e ICP-OES.

    Palavras-Chave: materials testing reactors; chemical analysis; slightly enriched uranium; uranium oxides u3o8; uranium silicides; x-ray fluorescence analysis

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  • IPEN-DOC 17593

    SILVA, JOSE E.R. da . Aplicação de métodos não destrutivos para qualificação de combustíveis tipo dispersão de Usub(3)Osub(8)-Al e Usub(3)Sisub(2)-Al no reator IEA-R1 / Application of non-destructive methods for qualification of the Usub(3)Osub(8)-Al and Usub(3)Sisub(2)-Al dispersion fuels in the IEA-R1 reactor . 2011. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 180 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. DOI: 10.11606/T.85.2011.tde-20122011-174050

    Abstract: O IPEN/CNEN-SP fabrica combustíveis para uso no seu reator nuclear de pesquisas, o IEA-R1. Para qualificar os seus combustíveis tem que comprovar o bom desempenho destes sob irradiação. Como o Brasil não possui reator nuclear de pesquisa com altos fluxos de nêutrons ou células quentes apropriadas para a realização de exames pós-irradiação de combustíveis nucleares, o IPEN/CNEN-SP conduziu um programa de qualificação operacional de elementos combustíveis empregando compostos de urânio já internacionalmente testados sob irradiação e qualificados para uso em reatores de pesquisas, obtendo experiência nas etapas de desenvolvimento tecnológico de fabricação de placas combustíveis, irradiação e ensaios não destrutivos pós-irradiação. Foram fabricados e irradiados diretamente no núcleo do IEA-R1, com sucesso, elementos combustíveis contendo dispersões com baixas frações volumétricas de combustível. Entretanto, existem planos no IPEN/CNEN-SP para aumentar a densidade de urânio dos seus combustíveis. O objetivo deste trabalho de tese consistiu no estudo e proposição de aplicação de um conjunto de métodos não destrutivos para a qualificação dos combustíveis a dispersão de U3O8-Al e U3Si2-Al com alta densidade de urânio fabricados no IPEN/CNEN-SP. Para tanto, foram considerados os recursos de irradiação e a aplicação, na piscina do reator IEA-R1, de métodos não destrutivos disponíveis na Instituição. A proposta consiste em especificar, fabricar e irradiar miniplacas combustíveis, nas densidades máximas já qualificadas internacionalmente e efetuar acompanhamento das condições gerais das mesmas, ao longo do período de irradiação, por meio de métodos não destrutivos na piscina do reator. Além dos métodos de inspeção visual e de sipping já empregados na Instituição, foi concluída a infraestrutura para realização de ensaios dimensionais sub-aquáticos para a avaliação do inchamento das miniplacas combustíveis irradiadas. As análises dos resultados darão subsídios para avaliar e decidir a continuidade ou não das irradiações das miniplacas, até que sejam alcançadas as queimas estipuladas para os testes de irradiação no IEA-R1.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; dispersion nuclear fuels; uranium oxides u3o8; uranium silicides; aluminium; nondestructive analysis

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  • IPEN-DOC 17714

    ROSA, DANIELE S. . Caracterização química, física e isotópica de Usub(3)Sisub(2) para fins forenses nucleares / Chemical, physical and isotopic characterization of Usub(3)Sisub(2) for nuclear forensics purposes . 2011. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 105 p. Orientador: Jorge Eduardo de Souza Sarkis. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-01032012-102729

    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

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  • IPEN-DOC 23355

    NEGRO, MIGUEL L.M. . Desenvolvimento de um modelo para dimensionamento da capacidade produtiva de fábricas de combustível nuclear para reatores de pesquisa / Development of a model for dimensioning the production capacity of nuclear fuel factories for research reactors . 2017. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 114 p. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. Coorientador: Michelangelo Durazzo. DOI: 10.11606/T.85.2017.tde-08112017-090700

    Abstract: A demanda por combustível nuclear para reatores de pesquisa está aumentando em nível mundial, enquanto várias de suas fábricas têm pequeno volume de produção. Este trabalho estabeleceu um modelo conceitual com duas estratégias para o aumento da capacidade produtiva dessas fábricas. Foram abordadas as fábricas que produzem elementos combustíveis tipo placa carregados com LEU U3Si2-Al, tipicamente usados em reatores nucleares de pesquisa. A primeira estratégia baseia-se na literatura da área de administração da produção e é uma prática frequente nas fábricas em geral. A segunda estratégia aproveita a possibilidade de desmembrar setores produtivos, comum em instalações de produção de combustível nuclear. Ambas as estratégias geraram diferentes cenários de produção, os quais devem ser seguros em relação à criticalidade. Foram coletados dados de uma fábrica real de combustível nuclear para reatores de pesquisa. As duas estratégias foram aplicadas a esses dados com a finalidade de testar o modelo proposto, o que configurou um estudo de caso. A aplicação das estratégias aos dados coletados deu-se por meio de simulação de eventos discretos em computador. Foram criados diversos modelos de simulação para abranger todos os cenários gerados, de forma que o teste indicou um aumento da capacidade produtiva de até 207% sem necessidade de aquisição de novos equipamentos. Os resultados comprovam que o modelo atingiu plenamente o objetivo proposto. Como principal conclusão pode-se apontar a eficácia do modelo proposto, fato que foi validado pelos dados da fábrica.

    Palavras-Chave: uranium hexafluoride; hydrolysis; uranium compounds; uranium silicides; alloy nuclear fuels; research reactors; fuel fabrication plants; fuel cycle centers; fabrication; fuel elements; industrial plants; nuclear industry; organizational models; process development units

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  • IPEN-DOC 07537

    ULRICH, JOAO C. . Determinacao de impurezas em compostos de uranio por meio da tecnica de espectrometria de massas de alta resolucao com fonte de plasma indutivo (HR-ICPMS). 2001. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 107 p. Orientador: Jorge Eduardo Souza Sarkis.

    Palavras-Chave: uranium compounds; impurities; multi-element analysis; icp mass spectroscopy; ion exchange chromatography; uranium oxides u3o8; uranium silicides

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  • IPEN-DOC 17715

    VIEIRA, EDEVAL . Estudo paramétrico da deformação de placas combustíveis com núcleos de dispersão Usub(3)Sisub(2)-Al / Parametric study of the deformation of Usub(3)Sisub(2)-Al dispersion fuel plates . 2011. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 123 p. Orientador: Michelangelo Durazzo. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-02032012-133617

    Abstract: O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares IPEN-CNEN/SP atualmente produz rotineiramente o combustível nuclear necessário para a operação de seu reator de pesquisas IEA-R1. Esse combustível é formado por placas combustíveis contendo núcleos de compósitos U3Si2-Al, obtidas por laminação. O processo de laminação atualmente implantado foi desenvolvido com base em informações obtidas na literatura, as quais foram usadas como premissas para a definição dos atuais procedimentos de fabricação, segundo uma metodologia de caráter essencialmente empírico. Apesar do processo de laminação atual estar perfeitamente estável e reprodutível, ele não é totalmente conhecido. O objetivo deste trabalho é caracterizar o processo de laminação de placas combustíveis adotado pelo IPEN, especificamente no que se refere à evolução dos parâmetros dimensionais da placa combustível em função da sua deformação no processo de laminação. Estão apresentados resultados da evolução das espessuras do núcleo e revestimentos da placa combustível ao longo da sua deformação, assim como dos defeitos terminais, microestrutura e porosidade do núcleo.

    Palavras-Chave: brazilian cnen; iear-1 reactor; fuel plates; uranium silicides; aluminium; deformation; microstructure; mechanical properties

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  • IPEN-DOC 25974

    SANTANA, LUCIANA V. de . Preparo e caracterização de um candidato a material de referência de siliceto de urânio - U3Si2 / Preparation and characterization of a candidate for uranium silicide reference material - U3Si2 . 2019. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 136 p. Orientador: Maria Aparecida Faustino Pires. Coorientador: Marycel Elena Barboza Cotrim. DOI: 10.11606/T.85.2019.tde-06092019-150232

    Abstract: De acordo com a Norma CNEN-NN-2.02,1999, as instalações nucleares brasileiras devem usar sistemas de medição que permitem a determinação de seus inventários de materiais nucleares e também avaliar e verificar a qualidade de seus sistemas de medição por meio da participação dos laboratórios envolvidos em programas de intercomparação, além do uso de materiais de referência e materiais de referências certificado. Neste contexto, este estudo relata os esforços para assegurar o preparo e caracterização do primeiro material de referência para matriz de siliceto de urânio que visa garantir a qualidade do combustível nuclear produzido no Brasil. Foram investigados os teores de urânio, silício e impurezas em 8 amostras analisadas em triplicata para o estudo de homogeneidade e 12 amostras para o estudo de estabilidade. Foi utilizada a análise de variância para fornecer informações sobre a variabilidade em massa e o grau de não homogeneidade. A caracterização do material se deu por meio de um estudo comparativo entre 3 laboratórios independentes. A caracterização do material nuclear foi realizada aplicando a titulação potenciométrica por "Davies & Gray/NBL" para a determinação das concentrações de urânio, e a determinação gravimétrica para as concentrações de silício, métodos recomendados pela Agencia Internacional de Energia Atômica. O teor de impurezas foi determinado por espectrometria de emissão com fonte de plasma induzido (ICPOES), após separação previa da matriz. Comparativamente, foi aplicada a técnica de fluorescência de raios X com energia dispersiva (WDXRF). Foram considerados como valores certificados aqueles cujos resultados de concentração foram obtidos com incertezas expandidas relativas inferiores a 20 %. Esse limite foi escolhido como o adequado para o uso pretendido para o material de referência e para a determinação dos elementos na matriz nas condições desse estudo.

    Palavras-Chave: metrology; calibration standards; homogeneous mixtures; silicon; uranium silicides; modified in-situ processes; chemical analysis; emission spectroscopy; optical properties; deterministic estimation; uncertainty principle; data covariances; standardization

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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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