ARTUR CESAR DE FREITAS

ARTUR CESAR DE FREITAS

Página do item completo

Resultados de Busca

Agora exibindo 1 - 10 de 10

Estudo de homogeneidade da mistura mecânica a seco na sinterização da pastilha UO2-Gd2O3
2024 - FREITAS, ARTUR C. de
A otimização de combustíveis nucleares para uso em reatores a água pressurizada pode ser obtida pelo aumento da taxa de queima. Para isso, no entanto, é necessário aumento da reatividade do reator. Esse problema, por sua vez, pode ser contornado incorporando os chamados venenos queimáveis diretamente ao combustível. Devido às suas propriedades neutrônicas, o gadolínio é um dos principais elementos utilizados, incorporado sob a forma de óxido (Gd2O3). A mistura mecânica a seco do pó de UO2 e Gd2O3 é o método comercialmente mais atraente devido à sua simplicidade. No entanto, este método conduz a dificuldades na obtenção de pastilhas sinterizadas com densidade adequada para utilização nos reatores nucleares, devido a formação de porosidade originadas pela ocorrência do efeito Kirkendall. Neste trabalho, o pó de Gd2O3 foi adicionado ao pó de UO2 com concentração de 10% em massa, por meio da mistura mecânica a seco realizada em misturador tipo túrbula e em agitador energético. Os pós foram misturados em túrbula por 1 e 80 horas. O tempo de mistura não trouxe melhora na densidade, resultando em pastilhas com até 91,5% de densidade teórica (DT). Na mistura em agitador energético foram utilizados tempos de 15, 30 e 60 minutos. As pastilhas atingiram 95,8 e 96,3% DT após 30 e 60 minutos de mistura, respectivamente. A mistura dos pós realizada por meio de um processo que envolve mais agitação permite a quebra dos aglomerados de Gd2O3, sem mudanças significativas nas propriedades do UO2, dessa forma melhorando a sinterabilidade da pastilha combustível UO2-Gd2O3.
Effects of aluminum distearate addition on UO2 sintering and microstructure
2022 - FREITAS, ARTUR C. de; COSTA, DIOGO R.; JARDIM, PAULA M.; LEAL NETO, RICARDO M.; CARVALHO, ELITA F.U. de; DURAZZO, MICHELANGELO
Uranium dioxide (UO2) is widely used as a fuel in commercial nuclear light-water reactors (LWRs). Rigorous control of density, pore, and grain size of UO2 pellets are important prerequisites for fuel performance. Solid lubricants, frequently used in pellets manufacturing, minimize structural defects on compaction such as cracks and end-capping, promoting grain growth during sintering. This work presents and discusses the effects of the aluminum distearate (ADS) addition on the sintering behavior and microstructure of UO2 fuel pellets. UO2 and UO2-0.2wt% ADS pellets were sintered at 1760 °C for 5.7 h for comparison purposes. The results show that the densification rate increases using the solid lubricant, but the shrinkage is lowered by 0.7% due to low homogenization. The average grain size was increased by about 35% during sintering. Based on our results and a literature review, a mechanism for grain growth by aluminum addition is proposed.
Densificação do combustível nuclear UO2-Er2O3 fabricado por mistura a seco
2019 - FREITAS, ARTUR C. de; SANSONE, ALBERTO E. dos S.; DURAZZO, MICHELANGELO; CARVALHO, ELITA 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.
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.
Sintering behavior of UO2-Er2O3 mixed fuel
2018 - DURAZZO, MICHELANGELO; FREITAS, ARTUR C.; SANSONE, ALBERTO E.S.; FERREIRA, NILDEMAR A.M.; CARVALHO, ELITA F.U. de; RIELLA, HUMBERTO G.; LEAL NETO, RICARDO M.
The incorporation of burnable neutron absorbers into nuclear fuel pellets is important regarding reactivity compensation, which enables longer fuel cycles. The dry mechanical blending route is the most attractive process to accomplish absorbers incorporation because of its simplicity. By using this route, the present work has investigated the sintering behavior of UO2Er2O3 mixed fuel. A comparison with UO2Gd2O3 sintering behavior was presented. The behavior of UO2Er2O3 fuel sintering was similar to that reported for UO2Gd2O3 fuel, e.g. two-stage sintering with two peaks in the shrinkage rate curves. The effect showed to be less pronounced for Er2O3. This was attributed to the characteristics of the Er2O3 powder particles used as raw-material, whose agglomerates can be more easily broken and thus better homogenized during the blending with UO2 powder. These results confirmed that sinterability depends directly on the quality of the homogenization of the powders, as seen previously. A second phase was experimentally detected in the UO2Er2O3 system, but its impact on the sintering behavior of this mixed fuel has not yet been clarified.
Study of the densification of uranium-erbium system
2017 - FREITAS, A.C.; CARVALHO, E.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 1700 C under hydrogen atmosphere. The results show a sintering blockage in the UO2-Er2O3 system that occurs in the range of 1500- 1700 C temperature. Dilatometric tests indicate a retraction of 21.9% when used Er2O3 at 1 wt. % 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.
Estudo do processo de densificação de combustíveis urânio-érbio para reatores do tipo água leve
2017 - FREITAS, ARTUR C. de
O processo de sinterização de pastilhas de UO2-Er2O3 tem sido investigado devido à sua importância na indústria nuclear e ao comportamento complexo durante a sinterização. O presente estudo contempla o desenvolvimento de combustíveis nucleares para reatores de potência visando aumentar a sua eficiência no núcleo do reator por meio da elevação da taxa de queima. O érbio é indicado para ciclos mais longos, significando menos paradas para troca de combustível e menos rejeitos. Neste trabalho foi estudado o uso de óxido de érbio variando as concentrações na faixa de 1-9,8%, o qual foi adicionado ao pó de UO2 e ao lubrificante sólido ADS por meio de mistura mecânica, visando verificar a taxa de densificação e um possível bloqueio de sinterização. Os pós foram compactados e as pastilhas foram sinterizadas a 1700°C sob atmosfera de H2. Os resultados demonstram um característico bloqueio da sinterização no sistema UO2-Er2O3, porém de forma mais discreta do que no sistema UO2-Gd2O3, o qual ocorre no intervalo de temperatura de 1500 a 1700°C, retardando a densificação. Os ensaios dilatométricos indicam uma retração de 21,87% quando utilizado o Er2O3 a 1% de concentração em massa. Essa retração é maior do que as encontradas com concentrações superiores ou mesmo sem adição do veneno queimável, nos fornecendo um melhor grau de incorporação do elemento érbio, resultando em pastilhas com densidade adequada para uso como combustível nuclear.
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.