Dispersion Nuclear Fuels
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1. Aplicação de métodos não destrutivos para qualificação de combustíveis tipo dispersão de U308-Al e U3Si2-Al no reator IEA-R1 / Application of non-destructive methods for qualification of the U3O8-Al and U3Si2-Al dispersion fuels in the IEA-R1 Reactor
IPEN/CNEN-SP manufactures fuels to be used in its nuclear research reactor the IEA-R1. To qualify those fuels, it is necessary to check if they have a good performance under irradiation. As Brazil doesnt have nuclear research reactors with high neutron fluxes, or suitable hot cells for carrying out post-irradiation examination of nuclear fuels, IPEN/CNEN-SP
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 24/11/2011
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2. Procedimento de fabricação de elementos combustível a base de dispersão com alta concentração de urânio / Fabrication procedures for manufacturing high uranium concentration dispersion fuel elements
IPEN-CNEN/SP developed the technology to produce the dispersion type fuel elements for research reactors and made it available for routine production. Today, the fuel produced in IPEN-CNEN/SP is limited to the uranium concentration of 3.0 gU/cm3 for U3Si2-Al dispersion-based and 2.3 gU/cm3 for U3O8-Al dispersion. The increase of uranium concentration in fuel
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 11/11/2011
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3. Desenvolvimento de técnicas para avaliação de combustíveis nucleares tipo placa pelo método de ensaio por ultra-som
One of the most important steps in the fabrication processes of plate type nuclear fuels, intended to be used in research reactors or naval propulsion, is the development of nondestructive testing (NDT) methods and techniques for their quality assessment during fabrication and post-irradiation analysis. Those tests can contribute to detect discontinuities su
Publicado em: 2008
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4. Modelagem geométrica computacional das etapas de prensagem e sinterização de pastilhas e de laminação de placas combustíveis em dispersão de microesferas de (Th,25%U) O2 em matriz de aço inoxidável
Neste trabalho foi realizada a modelagem geométrica computacional das Cetapas de prensagem e sinterização da pastilha e da laminação da placa de combustível nuclear contendo microesferas de (Th,25%U)O2 dispersas em matriz de aço inoxidável com o objetivo de avaliar a distribuição destas microesferas nas diversas etapas do processamento. As regras d
Publicado em: 2005