Pavón, Carlos A. (2011) Síntesis y caracterización de pastillas de uranio y gadolinio por el método de co-precipitación. / Synthesis and characterization of uranium and gadolinium pellet by the co-precipitation method. Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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Resumen en español
El reactor CAREM contará con combustibles con óxido de gadolinio como veneno quemable, esto motiva al estudio de diferentes métodos para la obtención de pastillas con este aditivo. En el presente proyecto integrador se analiza el método de co-precipitación para la obtención de pastillas de uranio con gadolinio, logrando resultados satisfactorios en porcentaje de densidad teórica y homogeneidad en la distribución. Así mismo se llevó a cabo la caracterización de los polvos utilizados y producidos durante el proceso analizándolos por difracción de rayos x, microscopio de barrido electrónico y tamaño de partículas. Las pastillas fueron caracterizadas con análisis morfológicos, porcentajes de porosidad, microscopio óptico y microscopio de barrido electrónico. También se construyó un equipo capaz de llevar a cabo análisis de microscopía de alta temperatura en atmósfera controlada. Este equipo fue utilizado para sinterizar una pastilla, logrando resultados aceptables en porcentaje de densidad teórica con una temperatura de sinterizado menor.
Resumen en inglés
The CAREM reactor will be using gadolinium oxide as a burnable poison within its fuel, this encourages the studying of different obtention methods for the pellets. In the current work the co-precipitation method for uranium and gadolinium pellets manufacturing is analyzed, achieving satisfactory results concerning theoretical density percentage and homogeneity in the distribution of the burnable poison. The powders used and produced during the process were characterized by x-ray diffractometry, scanning electron microscope and particle size analysis. The pellets were characterized with morphological analysis, porosity percentages, optical microscope and scanning electron microscope. Also, a device capable of performing a high temperature microscopy within a controlled atmosphere was built. This equipment was used to sinter a pellet, achieving an acceptable theoretical density percentage with a lower sintering temperature.
| Tipo de objeto: | Tesis (Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear) |
|---|---|
| Palabras Clave: | Uranium; Uranio; Gadolinium; Gadolinio; Nuclear fuels; Combustibles nucleares; Co-precipitation; Co-precipitación; High temperature microscopy; Microscopía de alta temperatura |
| Referencias: | [1] J. J. Duderstadt; L. J. Hamilton. Nuclear Reactor Analysis. John Wiley & Sons, Inc, 1st edition, 1976. [2] H. Boado Magan; D. F. Delmastro; M. Markiewicz; et al. Carem project status. Science and Technology of Nuclear Installations, vol. 2011(Article ID 140373):6 pages. doi:10.1155/2011/140373. [3] C922 - 08 Standard Specification for Sintered Gadolinium Oxide-Uranium Dioxide Pellets. ASTM International, 2008, www.astm.org. [4] C968 - 06 Standard Test Methods for Analysis of Sintered Gadolinium Oxide- Uranium Dioxide Pellets. ASTM International, 2006, www.astm.org. [5] Kalpakjian; Schmid. Manufactura, Ingeniería y Tecnología. Prentice Hall, 4ta edition, 2002. [6] K. Yamate; M. Mori; T. Ushio; M. Kawamura. Design of a gadolinia bearing mixed-oxide fuel assembly for pressurized water reactors. Nuclear Engineerting and Design, July 1997. [7] J. E. Menghini; D. E. Marchi; V. G. Trimarco; E. H. Orosco. Mixed oxides pellets obtention by the reverse strike coprecipitation method. Comisión Nacional de Energía Atómica, Centro Atómico Constituyentes, Unidad de Actividad Combustibles Nucleares, Buenos Aires, ARGENTINA, 2003. [8] C. Suryanarayana; M. Grant Norton. X-ray Diffraction: A Practical Approach. Springer, 1st edition, 1998. Pags. 153 a 166. [9] A. M. Bevilacqua. Procedimiento para la determinación de porosidad en muestras sinterizadas. [10] M. Prado; D. Rodriguez. Estudio de la sinterización de los vidrios sg7, ms123 y vg98. 2008. [11] Fuel design data. Nuclear Engineering International, September 2008. |
| Materias: | Combustibles Ingeniería nuclear > Física de reactores |
| Divisiones: | Aplicaciones de la energía nuclear > Tecnología de materiales y dispositivos > Materiales nucleares |
| Código ID: | 290 |
| Depositado Por: | Marisa G. Velazco Aldao |
| Depositado En: | 20 Sep 2011 15:53 |
| Última Modificación: | 20 Sep 2011 15:53 |
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