ARTUR CESAR DE FREITAS

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Densificação do combustível nuclear UO2-Er2O3 fabricado por mistura a seco
2018 - FREITAS, A.C.; SANZONE, A.E.; DURAZZO, M.; CARVALHO, E.F.U. de
A rota de mistura mecânica a seco é o processo mais atrativo para realizar incorporação de absorvedores devido à sua simplicidade. Utilizando esta rota, o presente trabalho investigou o comportamento de sinterização do combustível misto UO2-Er2O3. A sinterização de combustível UO2-Er2O3 ocorreu com dois estágios nas curvas de taxa de retração, chamado de bloqueio de sinterização, também visto na sinterização do combustível UO2-Gd2O3. As partículas de óxido de érbio solubilizam na matriz de UO2, deixando um poro característico e um gradiente de concentração ao redor, causado pelo efeito Kirkendall. Estes resultados confirmam que a sinterabilidade depende diretamente da qualidade da homogeneização dos pós, como visto na literatura.
Catacterização estrutural pelo método de rietveld de pastilhas combustível de UO2-Er2O3 para utilização em reatores a água pressurizada
2018 - SANSONE, A.E.S.; FREITAS, A.C.; CARVALHO, E.F.U.
O aumento da eficiência do ciclo nuclear como um todo é um esforço constante na ciência nuclear. Pode-se conseguir uma maior eficiência na queima do combustível aumentando seu enriquecimento. No entando, isso acarreta em uma maior reatividade incial no reator que precisa ser levada em conta no projeto do sistema de seguraça. Uma maneira de contornar isso é a utilização de materiais absorvedore de nêutrons diretamente nas pastilhas combustível de UO2. Um dos elementos propostos para esse tipo de uso é o érbio (Er), do grupo das terras raras. Para caracterizar a nanoestrutura de pastilhas de UO2 em solução sólida com érbio, quatro misturas secas de UO2 e Er2O3 forarm prensadas e sinterizadas, com concentração de érbia variando de 1,0 a 9,8wt%, e as pastilhas obtidas foram analisadas por difração de raios X. Por meio do método de Rietveld, foi possível caracterizar os efeitos da incorporação do érbio na rede do UO2. Observou-se que o érbio é incorporado na rede, porém de maneira não-homogênea, formando microdomínios ricos em terras raras.
Thermal stability test of UO2-doped pellet manufactured at INB
2017 - COSTA, DIOGO R.; FREITAS, ARTUR C.
The thermal stability test of UO2-doped pellet manufactured at INB was carried out in order to analyze the resintering behavior. This analysis is fundamental for predicting dimensional behavior during irradiation. INB commonly performs resintering test to qualify its production lots, and the same methodology was applied to UO2-doped pellets. In this preliminary study, three sets of experiments have been made: 1) without any chemical additive (Z test, the standard UO2 pellets - undoped); 2) UO2 pellets doped with 0.1, 0.2 and 0.3 wt% of Al2O3; and 3) 0.1, 0.2 and 0.3 wt% of Nb2O5. The preliminary results showed an increase in sintered density in all resintering experiments. So as to obtain the percentage increase, the theoretical densities (g/cm3 and %TD) were calculated based on the undoped UO2 pellets. All samples increased in a range of 0.27 to 0.32 %TD the out-pile densification during the resintering process. However, the Z(Nb)3 test showed the lowest value of 0.08 %TD, which is not in agreement with the INB specification limits. The sintered density of this test (0.3 wt% niobia) was 96.15% TD. This fact might be related to the competitive mechanism between Kirkendall effect, forming porosity owing to niobium solubilization on UO2 matrix, and densification process as a result of uranium diffusivity. Thus, the densification was only 0.08 %TD in Z(Nb)3 sample. All the other samples were in agreement with INB specification.
Study of the densification of uranium-erbium system
2017 - FREITAS, ARTUR C.; CARVALHO, ELITA F.U.
The sintering process of UO2-Er2O3 pellets has been investigated because of its importance in the nuclear industry and the complex behavior during sintering. The present study includes the development of nuclear fuel for power reactor in order to increase the efficiency of the fuel trough longer refueling intervals. The erbium is indicated for longer cycles, which means less stops to refueling and less waste. In this work, we studied the use of erbium oxide by varying the concentrations in the range of 1-9.8%, which was added to UO2 powder through mechanical mixing, aiming to check the rate of densification and a possible sintering blockage. The powders were pressed and sintered at 1700ºC under hydrogen atmosphere. The results show a sintering blockage in the UO2-Er2O3 system that occurs in the range of 1500-1700ºC temperature. Dilatometric tests indicate a retraction of 21.87% when used Er2O3 at 1% mass concentration. This shrinkage is greater than is observed with higher concentrations or even without the addition of the burnable poison, providing us with a better degree of incorporation of the element erbium, resulting in pellets with density suitable for use as nuclear fuel.