RAFAEL HENRIQUE LAZZARI GARCIA

Resumo

Ao se formar no Colégio Bandeirantes, em 1998, realizou parte do curso de graduação em Ciências Sociais pela USP (2000 e 2001) e graduou-se em Ciências Com Habilitação Em Química nas Faculdades Oswaldo Cruz (2000 a 2003). Desempenhou parte da iniciação científica no IPEN em 2001, na área de Química Ambiental, e foi bolsista no agrupamento de processos químicos do IPT, de 2001 a 2004, aonde trabalhou com cristalização e caracterização de matérias primas industriais. Obteve o grau de Mestre, em 2007, no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, na Universidade de São Paulo, estudando cerâmicas para células a combustível SOFC, e o grau de Doutor, em 2019, na área de caracterização de combustíveis nucleares. Em 2007, realizou visitas técnicas a centros de pesquisas no Japão, como parte do programa de Intercâmbio de Grupos de Estudo, patrocinado pela Fundação Rotária. De 2008 a 2010 foi professor voluntário no curso de alfabetização de adultos promovido pelo Rotary Liberdade. Atualmente é pesquisador do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, no Centro de Combustíveis Nucleares, responsável pelos laboratórios de fluorescência e difração de raios X, e estuda combustíveis para reatores do tipo MTR. (Texto extraído do Currículo Lattes em 4 maio 2023)

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  • Artigo IPEN-doc 24335
    Analysis of slag formation during UF4 magnesiothermic reduction
    2017 - DURAZZO, MICHELANGELO; SALIBA-SILVA, ADONIS M.; GARCIA, RAFAEL H.L.; CARVALHO, ELITA F.U. de; RIELLA, HUMBERTO G.
    Metallic uranium is a fundamental raw material for producing nuclear fuel elements for research reactors and irradiation targets for producing 99Mo, as U3Si2, UMo alloy, UAlx, and uranium thin foils. Magnesiothermic reduction of UF4 is a possible route in the nuclear fuel cycle for producing uranium as a metal ingot. The main concern about the reducing scale to produce low-enriched (metallic) uranium (LEU) (around 1 kg) is the relatively low yield compared to calciothermic reduction. Nevertheless, the magnesiothermic reduction has the advantages of having lower cost and being a safer method for dealing with uranium processing. The magnesiothermic process, as a batch, is closed inside a sealed crucible. In the present study, in order to have a qualitative idea of the kinetics during the ignition moment, the slag projected over the lateral inner face of the crucible was used to sketch the general magnesiothermic evolution. The methods used were metallographic observation and X-ray diffraction followed by Rietveld refinement. The results of these analyses led to the conception of a general reaction development during the short time between the ignition of the reducing reaction and final settlement of the products. Relevant information from this study led to the conclusion that uranium is not primarily present in the lateral slag projection over the crucible during the reaction, and the temperature level may reach 1500°C or more, after the ignition.
  • Artigo IPEN-doc 24357
    Production of uranium tetrafluoride from the effluent generated in the reconversion via ammonium uranyl carbonate
    2017 - SILVA NETO, JOAO B.; CARVALHO, ELITA F.U. de; GARCIA, RAFAEL H.L.; SALIBA-SILVA, ADONIS M.; RIELLA, HUMBERTO G.; DURAZZO, MICHELANGELO
    Uranium tetrafluoride (UF4) is the most used nuclear material for producing metallic uranium by reduction with Ca or Mg. Metallic uranium is a raw material for the manufacture of uranium silicide, U3Si2, which is the most suitable uranium compound for use as nuclear fuel for research reactors. By contrast, ammonium uranyl carbonate is a traditional uranium compound used for manufacturing uranium dioxide UO2 fuel for nuclear power reactors or U3O8-Al dispersion fuel for nuclear research reactors. This work describes a procedure for recovering uranium and ammonium fluoride (NH4F) from a liquid residue generated during the production routine of ammonium uranyl carbonate, ending with UF4 as a final product. The residue, consisting of a solution containing high concentrations of ammonium (NH4 þ), fluoride (F ), and carbonate (CO3 2 ), has significant concentrations of uranium as UO2 2þ. From this residue, the proposed procedure consists of precipitating ammonium peroxide fluorouranate (APOFU) and NH4F, while recovering the major part of uranium. Further, the remaining solution is concentrated by heating, and ammonium bifluoride (NH4HF2) is precipitated. As a final step, NH4HF2 is added to UO2, inducing fluoridation and decomposition, resulting in UF4 with adequate properties for metallic uranium manufacture.
  • Artigo IPEN-doc 18494
    Uranium electrodeposition for irradiation targets
    2012 - SALIBA-SILVA, A.M.; GARCIA, R.H.L.; BERTIN, E.; URANO de CARVALHO, E.F.; DURAZZO, M.
  • Artigo IPEN-doc 18546
    Uranium electrochemistry applied to Mo-99 irradiation targets
    2012 - SALIBA-SILVA, ADONIS M.; GARCIA, RAFAEL H.L.; BERTIN, EDUARDO H.; CARVALHO, ELITA F.U. de
  • Artigo IPEN-doc 19244
    Study of methods for phase characterization in intermetallic UAl
    2013 - CONTUBIA, GIOVANNI; GARCIA, RAFAEL H.L.; SALIBA SILVA, ADONIS M.; CARVALHO, ELITA F.U. de; DURAZZO, MICHELANGELO
  • Artigo IPEN-doc 19700
    Radioprotection management of disassembly and decontamination of surfaces of a uranium and thorium nuclear purification facility at IPEN/CNEN-SP
    2013 - ALMEIDA, C.C.; GARCIA, R.H.L.; CAMBISES, P.B.S.; SILVA, T.M. DA; PAIVA, J.E.; RADRIGUES, D.L.
  • Artigo IPEN-doc 19637
    Nickel electrodepositing for uranium sealing
    2012 - GARCIA, RAFAEL H.L.; SALIBA-SILVA, ADONIS M.
    To its utilization as target for radioisotope production, uranium must be properly sealed before its irradiation in the reactor. For this purpose, aluminum has been a common choice, due to its chemical compatibility with uranium, reduced neutron cross section and mechanical stability in corrosive reactor pool environment. However, the use of aluminum in 99Mo production comprises an alkaline dissolution route, and it not only generates considerable losses of 99Mo, but produces large quantities of radioactive liquid as waste. In this sense, this work proposes an alternative route of producing uranium targets, based on replacing the aluminum with nickel. Uranium was electrodeposited over a nickel substrate and covered by successive electrodeposited nickel. Watts’s bath and isopropanol were used as electrolytes, through pulsed electrodepositing methods. The samples were characterized by beta and gamma counter, XRD, SEM and OM. Although the electrodeposition of nickel over uranium still needs some progress, the results suggest a promising route of uranium target production.
  • Artigo IPEN-doc 16991
    Uranium briquettes for irradiation target
    2011 - SALIBA SILVA, ADONIS M.; GARCIA, RAFAEL H.L.; MARTINS, ILSON C.; CARVALHO, ELITA F.U. de; DURAZZO, MICHELANGELO
  • Artigo IPEN-doc 17983
    Eletroquímica de urânio para alvos de irradiação
    2012 - SALIBA-SILVA, ADONIS M.; GARCIA, RAFAEL H.L.; BERTIN, EDUARDO H.; CARVALHO, ELITA F.U.; DURAZZO, MICHELANGELO
    A eletroquímica do urânio de baixa temperatura é importante para as técnicas de espectroscopia alfa e também para produção de alvos de irradiação. Normalmente, a eletrodeposição do urânio é produzida em solução iônica/aquosa, tanto na forma metálica, muito rara, quanto na forma de óxidos, mais utilizada. Há várias formas de se realizar o eletrodepósito de óxidos, basicamente, utilizam-se soluções iônicas, com altos potenciais (acima de 5V catódicos até centenas de volts). O desempenho de eletrodeposição do urânio é relativamente baixo, pois há uma competição grande na janela de potencial com redução do H2. No presente trabalho, utiliza-se um eletrólito iônico com adição de alíquotas de nitrato de uranila em isopropanol, com a concentração de 0,05 mol.L-1 em urânio. As eletrodeposições foram realizadas com polarização catódica de -3 V a -30 V, durante 3600 s, sobre um substrato de alumínio recoberto com níquel. Os resultados mássicos do eletrodepósito variaram de 1 a 27 mg/cm2 de urânio.
  • Artigo IPEN-doc 18821
    Uranium electrodeposition for irradiation targets
    2013 - SALIBA SILVA, A.M.; GARCIA, R.H.L.; BERTIN, E.; CARVALHO, E.F.U. de; DURAZZO, M.