Debandi, Augusto (2018) Fabricación y caracterización de pastillas combustibles de (U, Gd)O_2 nanoparticulado obtenido por coprecipitación inversa. / Manufacturing and characterization of nanoparticulate (U, Gd)O_2 fuel pellets obtained by reverse strike precipitation. Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear, Universidad Nacional de Cuyo, Instituto Balseiro.
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Resumen en español
En el marco de los combustibles de dióxido de Uranio con Gadolinio como veneno quemable, que utilizará el reactor CAREM y las mejoras físico-químicas que presentan los combustibles nano partículados, se fabricaron y caracterizaron pastillas de UO_2 con 0, 4, 8, 10 y 15% en peso de Gd_2O_3. Las mismas fueron compactadas a 210, 310 y 420 MPa, con y sin pre- compactación y posterior granulación. Los polvos combustibles utilizados para la fabricación, contaban con un tamaño medio de partícula entre 100 y 200 nm y fueron obtenidos por el método de co-precipitación en fase inversa. La fabricación de las pastillas se realizó en tres etapas: (1) Síntesis del polvo combustible, (2) fabricación de pastillas combustibles en verde y (3) fabricación de pastillas combustibles sinterizadas. La caracterización de los polvos de combustible se realizó mediante análisis de difracción de rayos X y microscopia electrónica de transmisión. Las pastillas combustibles fueron caracterizadas estudiando la densidad antes y después del proceso de sinterización, la porosidad abierta y cerrada, la variación de masa y la contracción dimensional debido al sinterizado, la microdureza y las características ceramográficas (tamaño de grano y de poro) utilizando microscopia óptica y electrónica de barrido. Por último se caracterizaron algunas pastillas que fueron sometidas a un proceso de re- sinterizado a 1750°C durante 24 h. La pastilla con 8% en peso de Gd_2O_3, de interés directo para su uso en el reactor CAREM, se obtuvo con una densidad 96,5±0,5 %DT, presentando granos de unos 9,5±0,4 µm y poros redondeados, homogéneamente distribuidos, con un tamaño promedio de 1,9±0,4 µm. El proceso de re-sinterizado sobre esta pastilla arrojó que la misma se densificó alrededor de un 0,7%.
Resumen en inglés
This work was motivated by uranium dioxide fuels with gadolinium as a burnable poison, which have been designed for the CAREM reactor, and the physical-chemical improvement of nanoparticulated fuels. UO2 pellets with 0, 4, 8, 10 and 15% wt of Gd_2O_3 were manufactured and characterized. The pellets were compacted at 210, 310 and 420 MPa with and without pre-compaction and subsequent granulation. The fuel powders used for the manufacturing process had an initial average particle size between 100 and 200 nm and were obtained with the reverse co-precipitation method. The pellet manufacture was carried out in three stages: (1) Synthesis of fuel powders, (2) green fuel pellets manufacturing and (3) sintered fuel pellet characterization. The fuel powders were characterized by X-ray diffraction analysis and transmission electron microscopy. The fuel pellets were characterized studying their density before and after the sintering process, open and closed porosity, mass variation and dimensional contraction after sintering, microhardness and ceramographic characteristics using optical and scanning electronic microscopy coupled with an EDS detector to verify composition changes after sintering. Finally a resinterization treatment was carried out in some selected pellets at 1750 ° C for 24 hours. The pellet with 8% wt of Gd_2O_3 content, with possible application at the CAREM reactor, was obtained with a density of 96.5±0.5 %DT, with grains about 9.5±0.4 μm and pores homogeneously distributed which size was around 1.9±0.4 μm. The re-sintering process on this pellet showed an over densification of around 0.7%.
Tipo de objeto: | Tesis (Proyecto Integrador Ingeniería Nuclear) |
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Palabras Clave: | Uranium dioxide; Dióxido de uranio; Gadolinium; Gadolinio; Fuel pellets; Pastillas combustibles |
Referencias: | [1] CAREM PROJECT STATUS, H. Boado Magan, D. F. Delmastro, M. Markiewicz et al. Science and Technology of Nuclear Installations (2010). [2] NEUTRON NEWS, Vol. 3, No. 3 (1992) 29-37. [3] DEVELOPMENT OF IMPROVED BURNABLE POISONS FOR COMMERCIAL NUCLEAR POWER REACTORS, J.P.A. Renier, M. L. Grossbeck et al. ORNL-TM-2001/238 (2003). [4] THE HIGH BURN-UP STRUCTURE IN NUCLEAR FUEL, V.V. Rondinella, T. Wiss, Materials Today (2010). [5] BULK-NANOCRYSTALLINE OXIDE NUCLEAR FUEL – AN INNOVATIVE MATERIAL OPTION FOR INCREASING FISSION GAS RETENTION, PLASTICITY AND RADIATION-TOLERANCE, J. Spino, H. Santa Cruz et al, Journal of Nuclear Materials 422 (2012) 27–44. [6] COMMENTS ON THE THRESHOLD POROSITY FOR FISSION GAS RELEASE IN HIGH BURN-UP FUELS, J. Spino, D. Papaioannou, J.-P. Glatz et al, Journal of Nuclear Materials 328 (2004) 67-70. [7] FISSION PRODUCT RELEASE AND MICROSTRUCTURE CHANGES DURING LABORATORY ANNEALING OF A VERY HIGH BURN-UP FUEL SPECIMEN, J.-P. Hiernaut, T. Wiss, J.-Y. Colle, H. Thiele et al. Journal of Nuclear Materials 377 (2008) 313-324. [8] EFFECT OF BURN-UP ON THE THERMAL CONDUCTIVITYU OF URANIUM DIOXIDE UP TO 100000 MWd t-1, C. Ronchi, M. Sheindlin, D. Staicu et al. Journal of Nuclear Materials 327 (2004) 58-76. [9] ROOM-TEMPERATURE MICROINDENTATION BEHAVIOUR OF LWR-FUEL, PART1: FUEL MICROHARDNESS, J. Spino, J. Cobos-Sabate et al, F. Rousseau, Journal of Nuclear 322 (2003) 204-216. [10] SYNTHESIS AND CHARACTERIZATION OF Gd2O3 DOPED UO2 NANOPARTICLES, A.L. Soldati, I. Gana Watkins, A. Fernández Zuvich et al. Journal of Nuclear Materials 479 (2016) 436-446. [11] MIXED OXIDES PELLETS OBTENTION BY “REVERSE STRIKE”CO-PRECIPITATION METHOD, J.E. Menghini, D. E. Marchi, V. G. Trimarco et al. Advanced fuel pellet materials and designs for water cooled reactors, IAEA-TECDOC-1416 (2003) 31. [12] DESARROLLO DE FORMADORES DE POROS PARA PASTILLAS DE DIOXIDO DE URANIO, J.E. Ballesio. Tesis para obtener el grado de Ingeniero Nuclear, Instituto Balseiro, Universidad Nacional de Cuyo (1986). [13] EFFECT OF UO2 POWDER PROPERTY AND OXYGEN POTENTIAL ON SINTERING CHARACTERISTIC OF UO2-Gd2O3 FUEL, K. W. Song, K. S. Kim, H. S. Yoo et al. Journal of the Korean Nuclear Society (1998). [14] UO2-Gd2O3 SOLID SOLUTION FORMATION FROM WET AND DRY PROCESSES, H.G. Riella, M. Durazzo, M. Hirata, R.A. Nogueira et al. Journal of Nuclear Materials 178 (1991) 204-211. [15] REMARKS ON THE SINTERING BEHAVIOR OF UO2-Gd2O3 FUEL. M. Durazzo, A. M. Saliba-Silva, E. F. Urano de Carvalho, H. G. Riella et al. Journal of Nuclear Materials 405 (2010) 203-205. [16] MICROHARDNESS AND YOUNG’S MODULUS OF HIGH BURN-UP UO2 FUEL. F. Cappia, D Pizzocri, M. Marchetti et al. Journal of Nuclear Materials 479 (2016) 447-454. [17] RECOGNIZED-VALUE STANDARD OF MEASURAMENT OF DENSITY MERCURY, The National Standard Commission. National Measurement Act (1960). [18] SATURATED LIQUID DENSITY. Dortmund Data Bank, http://ddbonline.ddbst.de/DIPPR105DensityCalculation/DIPPR105CalculationCGI.exe. |
Materias: | Ingeniería nuclear > Combustibles nucleares |
Divisiones: | Aplicaciones de la energía nuclear > Tecnología de materiales y dispositivos > Materiales nucleares |
Código ID: | 708 |
Depositado Por: | Tamara Cárcamo |
Depositado En: | 14 Nov 2018 15:49 |
Última Modificación: | 14 Nov 2018 15:49 |
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