O conceito de incerteza aplicado aos processos de medição associados à preparação de uma solução de referência para calibração

The implementation of a quality assurance program in chemical analytical laboratories, that can aid in demonstrate the quality of their results, is an issue of great concern. As a consequence, it is mandatory to give an estimate of the confidence that can be placed on the obtained results. An useful measure of this confidence is the measurement uncertainty and, nowadays, a result without the corresponding uncertainty statement cannot be considered reliable. This paper presents a summary of the most important mechanisms for the evaluation and reporting of the measurement uncertainty. In implementing these principles, it is described the measurement uncertainty estimation associated with the preparation of a uranium elemental reference solution at 2.4 mg.kg-1 from the corresponding certified reference material (in this example at 1003 mg.kg-1).

Degradation of thin tungsten filaments at high temperature in HWCVD

The degradation of the filaments is usually studied by checking the silicidation or carbonization status of the refractory metal used as catalysts, and their effects on the structural stability of the filaments. In this paper, it will be shown that the catalytic stability of a filament heated at high temperature is much shorter than its structural lifetime. The electrical resistance of a thin tungsten filament and the deposition rate of the deposited thin film have been monitored during the filament aging. It has been found that the deposition rate drops drastically once the quantity of dissolved silicon in the tungsten reaches the solubility limit and the silicides start precipitating. This manuscript concludes that the catalytic stability is only guaranteed for a short time and that for sufficiently thick filaments it does not depend on the filament radius.

Análise sistemática de reagentes e resíduos sem identificação

This work presents a detailed routine applied to the identification of unknown chemicals and wastes. 786 specimens were analyzed during 20 months. Unknown materials fell into three basic classes: (i) commercial chemicals without labels or illegible ones; (ii) laboratory synthesis products; (iii) used solvents (including mixtures). Uranium and thorium were recovered form their wastes. Unknown chemicals were mainly inorganic compounds, many of which had never been opened. Alkaline salts were dominant, but also precious metal compounds were identified. Laboratory synthesis products were organic compounds. The final destination depended on the nature of the chemical. Most organic compounds were sent to incineration; inorganic salts were distributed among several public organizations, including secondary and technical schools. The work described in this paper greatly reduced the amount of wastes that had to be sent to disposal.

Otimização da análise isotópica de UF6 utilizando-se a técnica de espectrometria de massas por quadrupolo

A procedure for determining of the isotope ratio 235U/238U in UF6 samples was established using a quadrupole mass spectrometer with ionization by electron impact. The following items were optimized in the spectrometer: the parameters in the ion source that provided the most intense peak, with good shape, for the most abundant isotope; the resolution that reduced the non linear effects and the number of analytical cycles that reduced the uncertainty in the results. The measurement process was characterized with respect to the effects of mass discrimination, linearity and memory effect.

Extração líquido-líquido de urânio(VI) do colofanito de itataia (Santa Quitéria, Ceará) por extratantes orgânicos em presença de ácido fosfórico

This work describes the liquid-liquid extraction of uranium after digestion of colofanite (a fluoroapatite) from Itataia with sulfuric acid. The experiments were run at room temperature in one stage. Among the solutions tested the highest distribution coefficient (D > 60) was found for 40%vol. DEHPA (di(2-ethyl-hexyl)phosphoric acid) + 20% vol. TOPO (trioctylphosphine oxide) in kerosene. Thorium in the raffinate was quantitatively extracted by TOPO (0.1% vol.) in cyclohexane. Uranium stripping and separation from iron was possible using 1.5 mol L-1 ammonium or sodium carbonate (room temperature, one stage). However, pH control is essential for a good separation.

Biomassa residual para remoção de íons uranilo

Activities related to nuclear industry, production of phosphoric acid and hospitals have generated considerable volumes of radioactive waste containing uranyl ions. Banana pith was characterized by Scanning Electron Microscopy and Fourier Transform Infrared Spectroscopy and was investigated as a biosorbent for uranyl ions from nitric solutions by batch experiments. Influences of adsorbent size, kinetics and equilibrium adsorption were studied. The biosorption of the uranyl ions followed pseudo-second-order kinetics. The adsorption isotherm data were closely fitted to the Freundlich equation.

Stability of a nanofiltration membrane after contact with a low-level liquid radioactive waste

This study investigated the treatment of a liquid radioactive waste containing uranium (235U + 238U) using nanofiltration membranes. The membranes were immersed in the waste for 24-5000 h, and their transport properties were evaluated before and after the immersion. Surface of the membranes changed after immersion in the waste. The SW5000 h specimen lost its coating layer of polyvinyl alcohol, and its rejection of sulfate ions and uranium decreased by about 35% and 30%, respectively. After immersion in the waste, the polyamide selective layer of the membranes became less thermally stable than that before immersion.

Ydinvoimalaitoksen vuosihuoltoajankohdan optimointi

Viimeaikoina ydinvoima on ollut vahvasti esillä mediassa. Keskustelut lisäydinvoimasta, sähköntuotantomuodoista, Olkiluodon kolmannen ydinvoimalaitosyksikön rakennustöistä, sähkön kulutuksen tulevaisuudesta ja nykyisestä taloustilanteesta ovat vaikuttaneet tarpeeseen tutkia sähkön tuotantokustannuksia ydinvoiman osalta. Tutkimuksessa keskitytään erityisesti ydinvoimalaitosyksiköiden vuosihuolto- ja polttoainekustannuksiin, jotka muodostavat suurimman suunnitellun yksittäisen kustannuserän ydinvoiman käyttöön liittyen. Työ tehdään Teollisuuden Voima Oyj:lle, joka pääsääntöisesti toimii Eurajoen Olkiluodossa. Työssä optimoidaan jokaiselle Olkiluodon ydinvoimalaitosyksikölle mahdollisimman edullinen vuosihuoltoajankohta. Optimaalisin ajankohta määrittyy edullisimman sähkön hinnan, ihanteellisimman käyttöjakson pituuden sekä resurssien saatavuuden perusteella. Ydinvoimalaitosyksiköiden vuosihuoltoajankohdat suunnitellaan siten, että vuosihuollot ovat kokonaisuudessaan ja laitosyksikkökohtaisesti optimaaliset. Työn lopputuloksena on esitys Olkiluodon ydinvoimalaitosyksiköiden optimaalisista vuosihuoltoajankohdista. Työn tuloksien myötä Teollisuuden Voima Oyj:llä on mahdollisuus pienentää vuosihuoltokustannuksiaan ja osaltaan vaikuttaa ydinvoimalla tuotetun sähkön kannattavuuteen. Vuosihuoltoajankohdan optimointi palvelee myös Teollisuuden Voima Oyj:n osakkaiden vaatimuksia.

Kehittyneiden ydinpolttoainekiertojen ympäristövaikutusten ja taloudellisuuden arviointia

Kaikkein yleisin käytössä oleva ydinpolttoainekierto on nykyisin avoin, jossa käytetty ydinpolttoaine loppusijoitetaan suoraan ilman jälleenkäsittelyä. Nykyisin kehitteillä olevat uuden sukupolven ydinreaktorit ovat kuitenkin pääosin suunniteltu osittain tai kokonaan suljetuille ydinpolttoainekierroille, jossa käytetty polttoaine jälleenkäsitellään ja osa materiaaleista kierrätetään. Tämän työn tavoitteena oli arvioida näitä kehittyneitä ydinpolttoainekiertoja ympäristövaikutusten ja taloudellisuuden suhteen. Työn yleisluonteista vertailua varten valittiin neljä erilaista kehittynyttä polttoainekiertoskenaariota, joita verrattiin avoimeen polttoainekiertoon erilaisten parametrien avulla. Parametreinä käytettiin muun muassa uraanin kulutusta, loppusijoitettavan jätteen määrää, aktiivisuutta ja lämmöntuottoa sekä käytönaikaisten radioaktiivisten päästöjen määrää. Yleislounteisen arvioinnin lisäksi työssä tarkasteltiin polttoainekiertoa myös Suomen näkökulmasta. Nykyistä polttoainekiertoa verrattiin kahteen erilaiseen tulevaisuuden versioon. Kestävän kehityksen osalta kehittyneet polttoainekierrot vähensivät ympäristövaikutusten määrää avoimeen polttoainekiertoon verrattuna. Kehittyneiden polttoainekiertojen kustannukset olivat avoimen polttoainekierron kustannuksia suuremmat. Kokonaiskustannuksissa ero oli kaikilla vertailuskenaarioilla alle 20 %, mutta polttoainekiertokustannuksissa kustannusten kasvu oli välillä 27-45 % riippuen skenaariosta. Suomen tapauksessa tulokset olivat hyvin samankaltaisia. Uraanin kulutus ja loppusijoitettavan jätteen määrä väheni kehittyneempien polttoainekiertojen johdosta. Polttoainekiertokustannukset nousivat noin puolitoistakertaisiksi, mutta vaikutus kokonaiskustannuksiin oli vain noin 10 %. Johtopäätöksenä voidaan todeta, ettäydinpolttoainekierron ympäristövaikutuksia on mahdollista vähentää osittain tai kokonaan suljettujen polttoainekiertojen avulla. Vaikka polttoainekierron kustannukset kasvavat, niiden vaikutus ydinsähkön kokonaiskustannuksiin ei ole niin merkittävä.

Suomen ydinpolttoainekierto

Suomessa on nykyisin käytössä avoimen ydinpolttoainekierron politiikka missä käytetty polttoaine loppusijoitetaan suoraan ilman jälleenkäsittelyä. Nykyisin kehitteillä olevat uuden sukupolven ydinreaktorit ovat kuitenkin pääosin suunniteltu osittain tai kokonaan suljetuille polttoainekierroille, joissa käytetty polttoaine jälleenkäsitellään ja osa materiaaleista kierrätetään. Tässä tutkimusraportissa on tarkoitus arvioida Suomen ydinvoimakapasiteetin ja ydinpolttoainekierron kehitystä tulevina vuosikymmeninä sekä arvioida käytetyn polttoaineen jälleenkäsittelyn, kierrätyksen ja nopeiden reaktoreiden käyttöönoton vaikutusta muun muassa uraanin kulutukseen, syntyvän käytetyn polttoaineen määrään sekä polttoainekierron taloudellisuuteen. Lisäksi työssä arvioidaan Talvivaaran ja Soklin sivutuotteena saatavan uraanin riittävyyttä Suomen uraanintarpeen kattamiseksi. Työssä arvioitiin ensin oletuksien ja nykyisen tilanteen avulla Suomen ydinvoimakapasiteetin kehitys tuleville vuosille. Perustuen tähän kehitykseen nykyistä polttoainekiertoa verrattiin tämän jälkeen kahteen kehittyneempään polttoainekiertoversioon, joissa käytetty polttoaine jälleenkäsitellään, plutonium kierrätetään uudelleen polttoaineeksi ja osa termisistä reaktoreista korvataan nopeilla. Polttoainekiertoversioiden massavirtojen määrittämisessä käytettiin apuna kansainvälisen atomienergiajärjestön kehittämää Nuclear Fuel Cycle Simulation System -ohjelmaa. Nykyisellä polttoainekierrolla uraanintarve oli laskelmien perusteella noin 100 tuhatta tonnia vuoteen 2100 mennessä. Jälleenkäsittelyn ja plutoniumin kierrätyksen avulla uraanin tarve saatiin pudotettua noin 75 tuhanteen tonniin. Korvaamalla puolet ydinvoimakapasiteetista nopeilla reaktoreilla vuosina 2074 ja 2080 vähentäisi uraanintarvetta edelleen noin 66 tuhanteen tonniin. Kerääntyneen käytetyn polttoaineen määräksi arvioitiin nykyisen kaltaisella polttoainekierrolla noin 11900 tonnia vuoteen 2100 mennessä. Nopeiden reaktoreiden käyttöönoton myötä kerääntyneen käytetyn polttoaineen määrä vähenisi edelleen noin 11200 tonniin vuoteen 2100 mennessä. Talvivaaran ja Soklin uraanintuotanto riittäisi laskelmien mukaan kattamaan Suomen uraanintarpeen nykyisellä polttoainekierrolla vuoteen 2070 asti ja kehittyneemmillä polttoainekierroilla vuosiin 2089 ja 2106 asti riippuen polttoainekierrosta. Polttoainekierron kustannukset nousivat polttoaineen jälleenkäsittelyn ja kierrätyksen myötä noin 50-67 % suuremmiksi nykyiseen polttoainekiertoon verrattuna. Investointi- sekä käyttö- ja kunnossapitokustannuksien erot olivat eri versioiden välillä pienet, mistä johtuen myös kokonaiskustannuksien erot jäivät pieniksi.

Terroristit uraania rikastamassa?

Kirjallisuusarvostelu

HTR-PROTEUS-reaktorin mallintaminen

Maailmassa on tarve entistä turvallisemmille ja taloudellisemmille ydinreaktoreille. Neljännen sukupolven reaktorikonseptit ovat aiempia turvallisempia ja luotettavampia, niissä on tehokkaampi polttoaineresurssien käyttö ja ydinjätettä syntyy vähemmän. Lisäksi ne ovat taloudellisesti kilpailukykyisempiä ja niissä on erinomainen proliferaation vastustuskyky. Kuulakekoreaktorikonsepti on toinen korkealämpötilaisten kaasujäähdytteisten reaktoreiden (HTGR, High Temperature Reactor) päätyypeistä ja jäähdytteen lämpötilan noustessa reaktorissa riittävän korkealle, sitä voidaan pitää myös erittäin korkean lämpötilan reaktorina (VHTR, Very High Temperature Reactor), joka on neljännen sukupolven reaktorikonsepti. Tässä kandidaatintyössä käsitellään 90-luvulla Sveitsissä sijainnutta kuulakekoreaktori-tyyppistä koereaktoria HTR-PROTEUS (tai LEU-HTR-PROTEUS), jolla tutkittiin ennen kaikkea matalaväkevöidyn (LEU, Low Enriched Uranium) uraanipolttoaineen käyttöä kuulakekoreaktorissa. Lisäksi erityisenä mielenkiinnon kohteena oli veden joutuminen reaktoriin onnettomuustilanteessa. Työn tarkoituksena on mallintaa reaktorisysteemi ja laskea kasvutekijät viidelle eri reaktorikonfiguraatiolle. Reaktorin mallinnus ja laskenta suoritetaan Monte Carlo -menetelmää käyttävällä Serpent-laskentakoodilla. Saatuja tuloksia verrataan muissa lähteissä eri laskentakoodeilla esitettyihin tuloksiin.

Uraaniheksafluoridin faasimuutoksen CFD-mallinnus

Diplomityön tarkoituksena on luoda uraaniheksafluoridista käyttäjän määrittelemä aine kaupallisen virtauslaskentaohjelmiston (FLUENT) ainekirjastoon ja simuloida aineen käyttäytymistä sulaessa ja kiinteyttäessä. Työn kirjallisuusosassa on esitelty aiempia tutkimuksia uraaniheksafluoridin termodynaamisista ominaisuuksista, joita käytetään aineen määrittelyssä. Kokeellisessa osassa on käytetty virtauslaskentaohjelmiston Eulerilaista monifaasimallia sulamisen ja kiinteytymisen tarkasteluun kaksidimensionaalisessa sylinterissä.

Modification des cinétiques d'hydruration d'une surface métallique par implantation ionique / par Didier Crusset

Collection : Rapport CEA ; 5631

Étude de phase des systèmes Ni/Si-endommagé et Ni/a-Si, par XRD résolue en temps et nanocalorimétrie

Mémoire numérisé par la Division de la gestion de documents et des archives de l'Université de Montréal