Dissertations / Theses on the topic 'Radioactive wastes – Thermal properties'

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2017-05-25T11:35:08Z No. of bitstreams: 0
Made available in DSpace on 2017-05-25T11:35:08Z (GMT). No. of bitstreams: 0
A tecnologia de nanocompósitos é aplicável a uma vasta gama de polímeros termoplásticos e termofixos. A utilização de subprodutos da cana de açúcar tem sido extensivamente estudada como fonte de reforços para os nanocompósitos. O bagaço da cana é largamente utilizado na cogeração de energia e, como resultado da queima deste material, são produzidas milhões de toneladas de cinzas. Para este trabalho, sílica contida nas cinzas do bagaço da cana de açúcar foi extraída por método químico e método térmico. O método térmico se mostrou mais eficiente levando a uma pureza de mais de 93 % em sílica, enquanto o método químico gerou sílica bastante contaminada com cloro e sódio provenientes dos reagentes da extração. As partículas de sílica obtidas foram avaliadas por espalhamento de luz dinâmico (DSL) e apresentaram tamanho médio de 12 μm. Estas partículas foram submetidas à moagem em moinho de bolas e na sequência a tratamento sonoquímico em meio líquido. As partículas de sílica tratadas no processo sonoquímico a 20 kHz, potência de 500 W e 90 minutos tiveram suas dimensões reduzidas a escala nanométrica da ordem de dezenas de nanômetros. A nanossílica obtida foi então incorporada como reforço em polietileno de alta densidade (HDPE). Ensaios mecânicos e termo-mecânicos mostram ganhos de propriedades mecânicas, com exceção da propriedade de resistência ao impacto. O ensaio de deflexão térmica (HDT) mostrou que a incorporação deste reforço no HDPE levou a um pequeno aumento nesta propriedade relação ao HDPE puro. A cristalinidade dos nanocompósitos gerados foi avaliada por meio de calorimetria exploratória diferencial (DSC) e observou-se um decréscimo de cristalinidade do material quando a incorporação de reforço foi de 3%. O material irradiado a 250 kGy com feixe de elétrons mostra ganhos acentuados na principais propriedades do mesmo, principalmente devido ao alto nível de reticulação do HDPE irradiado.
Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear)
IPEN/T
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:36:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0
Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:48Z (GMT). No. of bitstreams: 0
Dissertação (Mestrado)
IPEN/D
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Pedro Silva Filho (pfsilva@ipen.br) on 2018-01-31T16:42:14Z No. of bitstreams: 0
Made available in DSpace on 2018-01-31T16:42:14Z (GMT). No. of bitstreams: 0
Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior (CAPES)
A deposição de rejeitos radioativos em repositórios geológicos profundos vem sendo estudada nos últimos anos em diversos países. Materiais à base de cimento são utilizados nesses repositórios como material estrutural, matriz de imobilização de rejeitos ou material de preenchimento. Compreender o desempenho desse material é essencial para garantir a segurança da instalação durante o seu tempo de vida útil (de milhares a centenas de milhares de anos, dependendo do tipo de rejeito). Este trabalho objetiva modelar o comportamento em longo prazo do cimento Portland e estudar a influência de diversos fatores na hidratação e na evolução desse material. A modelagem descritiva abordou a hidratação do cimento nas condições ambientais esperadas no repositório e os efeitos desses fatores em propriedades mecânicas, mineralógicas e morfológicas do cimento. Os fatores ambientais considerados relevantes neste trabalho foram: alta temperatura e pressão, penetração de água subterrânea contendo íons quimicamente agressivos ao cimento e a presença do campo de radiação proveniente dos rejeitos. Ensaios acelerados de degradação também foram realizados para corroborar com o modelo descrito. Observou-se uma sinergia entre diversos fatores na degradação do cimento, como a influência da temperatura e da radiação em reações deletérias ao material. O resultado da modelagem apontou três principais possíveis causas de falha nas barreiras artificiais: a) a formação de um caminho preferencial; b) a perda de resistência e coesão do material; e c) o aumento na corrosão das estruturas metálicas. A descrição do modelo apresentada é a base para a modelagem matemática e a análise de segurança dos repositórios estudados no Brasil.
Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear)
IPEN/T
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP
CAPES:1231206

The UK has large volumes of radioactive materials which are classified as Intermediate Level Waste (ILW). The baseline treatment for these wastes is encapsulation via cementation, however, this method is not ideally suited for numerous wastes, both in the UK and globally. Alternative thermal processing methods for these materials may be capable of producing wasteforms with improved properties. This thesis presents a series of scoping studies on the thermal treatment of a diverse range of ILWs in order to identify the potential benefits and pits falls of such processes. The wastes selected were Tri-Structural Isotropic (TRISO) Fuel Particles, Prototype Fast Reactor (PFR) raffinate, SIXEP sand/clinoptilolite ion exchange materials and SrTreat® Ion exchange material. The scoping studies performed showed promise for the thermal treatment of all selected waste streams. A summary of the main results for each waste stream are provided below; TRISO Fuel Particles: Immobilisation focused on encapsulation of the particles in highly durable glass matrices. Alumino-borosilicates were determined to be the most effective glass composition for the production of composites, in terms of both their physical and chemical properties. The ability of Hot Isostatic Pressing (HIPing) to improve composites was investigated. Unfortunately, this was shown to result in severe fracturing within the composite. This was hypothesised to occur as a result of excessive pressurisation during the cooling cycle. The HIP process did show some benefits in terms of particle coating properties and with small alterations to the HIP cycle utilised it should also be possible to eliminate the detrimental fracturing features. PFR Raffinate: The vitrification of PFR raffinate was investigated using the G73 glass composition, a glass which has been previously proposed for the immobilisation of other ILWs. This glass was proven to be capable of accommodating a waste loading of up to 20 wt% PFR raffinate. The glass produced was homogeneous with good waste retention, had no noted crystal formation, an aqueous durability comparable to currently employed HLW glasses and the thermal characteristics necessary for industrial scale up. Further study should be performed on the ability of this waste to retain Cs during processing and in aqueous solution. SIXEP Sand/Clinoptilolite Waste: SIXEP sand/clinoptilolite was processed at 95 wt% with a 50 % volume reduction by HIPing. The waste produced was a phase separated glass-ceramic. The wasteform was deemed to be suitable for ILW immobilisation and had an exceptional Cs ii retention in aqueous solutions. However, the presence of an alkali earth sulphate phase increased the Sr release to solution. Attempts to qualify the suitability of this wasteform for disposal, developed methodologies to investigate the properties of phase separated materials. A combination of vertical scanning interferometry (VSI), dissolution experiments and SEM imaging was shown to be capable of elucidating the dissolution behaviour based upon compositional variation. SrTreat®: SrTreat® was processed at 100% waste loading via HIPing. This aim was to investigate the potential for developing ion exchange columns which could subsequently be HIPed, as such, providing a complete waste treatment solution. The HIP process produced a monolithic, mixed phase sodium titanate ceramic. This ceramic was formed by the sintering of individual grain structures and retained the compositional variations seen in the granular waste stream. The wasteform was porous around the grain edges, determined to occur as a result of carbonate formation prior to HIPing. The carbonation of this material is likely to limit the potential to utilise HIPing as a disposal methodology for these wastes. However the aqueous dissolution behaviour of these wastes was still favourable and the process was shown to create a significant reduction in waste volume. The work performed in this thesis has shown that various methods for thermal treatment can be rapidly investigated to determine the potential benefits and pit falls. The application of thermal treatments was shown to be capable of producing significant improvements in wasteform quality by comparison with the cementitious alternatives.

Etude des proprietes mecaniques, de la stabilite thermique de la diffusion de l'eau et de sels radioactifs dans des polyurethannes. Les polyetherurethannes souples ont un comportement moyen a la temperature et a la diffusion. Les polyesterurethannes ont un meilleur comportement mais sont hydrolyses rapidement les polyetherurethannes rigides (tv=20 a 40#oc) sont le meilleur compromis; amelioration de la tenue en temperature vers 350-500#oc par addition de derives furanniques

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:47:47Z (GMT). No. of bitstreams: 0
Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:33Z (GMT). No. of bitstreams: 1 08364.pdf: 6489589 bytes, checksum: 1e73a94458be296353fbd0a5d5f21ab4 (MD5)
Tese (Doutoramento)
IPEN/T
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:15Z (GMT). No. of bitstreams: 0
Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:29Z (GMT). No. of bitstreams: 0
Dissertação (Mestrado)
IPEN/D
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:43:23Z (GMT). No. of bitstreams: 0
Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:43Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06528.pdf: 7080627 bytes, checksum: 21b5c941bd62d915113928c48d6e1209 (MD5)
Tese (Doutoramento)
IPEN/T
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

First, the effect of transition metal oxide (e.g., V2O5, Co2O3, etc.) on the physical properties (e.g., density, glass transition temperature (Tg), optical properties and mechanical properties) and chemical durability of a simplified borosilicate nuclear waste glass was investigated. Adding V2O5 in borosilicate nuclear waste glasses decreases the Tg, while increasing the fracture toughness and chemical durability, which benefit the future formulation of nuclear waste glasses. Second, structural study of ZrO2/SiO2 substitution in silicate/borosilicate glasses was systematically conducted by molecular dynamics (MD) simulation and the quantitative structure-property relationships (QSPR) analysis to correlate structural features with measured properties. Third, for bioactive glass formulation, mixed-network former effect of B2O3 and SiO2 on the structure, as well as the physical properties and bioactivity were studied by both experiments and MD simulation. B2O3/SiO2 substitution of 45S5 and 55S5 bioactive glasses increases the glass network connectivity, correlating well with the reduction of bioactivity tested in vitro. Lastly, the effect of optical dopants on the optimum analytical performance on atom probe tomography (APT) analysis of borosilicate glasses was explored. It was found that optical doping could be an effective way to improve data quality for APT analysis with a green laser assisted system, while laser spot size is found to be critical for optimum performance. The combined experimental and simulation approach adopted in this dissertation led to a deeper understanding of complex borosilicate glass structures and structural origins of various properties.

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-08-26T13:45:52Z No. of bitstreams: 0
Made available in DSpace on 2016-08-26T13:45:52Z (GMT). No. of bitstreams: 0
Os nanotubos naturais da paligorsquita, por apresentarem propriedades físicas e químicas específicas, têm potencial uso como nano sorventes e matrizes para imobilização, retenção, e solidificação de radionuclídeos presentes em efluentes nucleares. No processo de desenvolvimento de materiais com propriedades de sorção visando a incorporação e imobilização de radionuclídeos, as etapas mais importantes são a geração de sítios ativos simultaneamente com o aumento da área superficial específica e tratamento térmico adequado para conduzir ao colapso estrutural. Neste estudo foram avaliados parâmetros e condições determinantes no processo de ativação dos nanotubos naturais da paligorsquita visando a sorção de radionuclídeos de interesse na estrutura dos nanotubos e a avaliação posterior dos parâmetros que afeitam ao colapso estrutural por tratamento térmico. Por este estudo constatou-se que a otimização do processo de ativação ácida é fundamental para o aumento da capacidade de sorção de níquel usando estruturas de nanotubos naturais ativados. A condição otimizada de ativação superficial, mantendo a integridade estrutural foi removido cerca de 33,3% dos cátions de magnésio, equivalente a 6,30·10-4 mol·g-1 de magnésio em massa, aumentando a área superficial específica em 42,8%. Este aspecto permitiu a incorporação de mesma concentração molar de níquel presente nos rejeitos radioativos líquidos em um tempo de processo de 80min.
Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear)
IPEN/D
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-12-22T11:28:11Z No. of bitstreams: 0
Made available in DSpace on 2016-12-22T11:28:11Z (GMT). No. of bitstreams: 0
O rejeito radioativo como qualquer outro tipo de resíduo, precisa receber tratamento adequado. É necessário considerar suas características físico-químicas e radiológicas para a escolha da ação apropriada para o tratamento e a deposição final do rejeito. Muitas técnicas de tratamento utilizadas hoje são economicamente dispendiosas, inviabilizando muitas vezes o seu uso e impulsionando o estudo de outras técnicas de tratamento. Uma dessas técnicas é a biossorção, que demonstra alto potencial quando aplicada a rejeitos radioativos. Essa técnica utiliza materiais de origem biológica para a remoção de metais. Dos potenciais biossorventes encontrados, as macrófitas aquáticas apresentam-se vantajosas e possibilitam a remoção do urânio presente no rejeito radioativo líquido a baixo custo. O objetivo deste estudo foi avaliar a capacidade de biossorção das macrófitas aquáticas Pistia stratiotes, Limnobium laevigatum, Lemna sp e Azolla sp no tratamento dos rejeitos radioativos líquidos. Este trabalho foi dividido em duas etapas, uma de caracterização e preparação e outra de ensaios de biossorção, realizados com soluções de urânio e com rejeito real. As biomassas foram testadas na sua forma bruta e os ensaios de biossorção foram realizados em frascos de polipropileno contendo 10 mL de solução de urânio ou 10 mL de rejeito radioativo e 0,20 g de biomassa. O comportamento das biomassas foi avaliado por meio da cinética de sorção e modelos de isotermas. As maiores capacidades de sorção foram observadas com as macrófitas Lemna sp com 162,1 mg/g e para a Azolla sp com 161,8 mg/g. Os tempos de equilíbrio obtidos foram de 1 hora para a Lemna sp, e de 30 minutos para a Azolla sp. Com o rejeito real, a macrófita Azolla sp apresentou uma capacidade de sorção de 2,6 mg/g. Estes resultados sugerem que a Azolla sp possui maior capacidade de biossorção, sendo a mais indicada para estudos mais detalhados de tratamento de rejeitos radioativos líquidos.
Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear)
IPEN/D
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:11Z (GMT). No. of bitstreams: 0
Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:08Z (GMT). No. of bitstreams: 0
Dissertação (Mestrado)
IPEN/D
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP