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Tipo: mastherThesis
Título: Pré concentração de Cr, Mn, Fe e Co de água do mar e análise por espestroscopia de emissão em plasma - DCP
Autor(es): Ferreira, Elizabeth de Magalhães Massena
Primeiro Orientador: Medeiros, João Alfredo
Resumo: O aproveitamento da energia potencial contida no núcleo de um elemento, como urânio, através de una reação de fissão nuclear em cadeia, constitui o principio básico da produção de eletricidade em reatores nucleares. A colisão de um nêutron com um núcleo de urânio o fragmenta em dois outros núcleos de massas menores, liberando nêutrons e fótons de raios-y. Se ao menos um nêutron emitido de cada reação de fissão interagir com outro átomo de urânio físsil, de modo a iniciar outra fissão, esta reação em cadeia poderá continuar, por quanto tempo quanto houver disponibilidade de combustível físsil. A energia liberada neste processo é da ordem de 200 Mev por fissão. Inicialmente na forma de energia cinética dos nêutrons e produtos de fissão, a energia é convertida em calor, à proporção que estas partículas são levadas ao repouso, após sucessivas colisões dentro do núcleo do reator. Se este calor for retirado por um refrigerante adequado e usado para acionar uma turbina a vapor, uma certa quantidade desta energia será convertida em eletricidade. O principal componente de um reator nuclear é, portanto, o núcleo de elemento combustível que pode ser de urânio com teor variável em U-235 fissionável ou de combustíveis alternativos, incluindo materiais férteis que geram nuclídeos físseis, como urânio-238 (U-238/Pu-239) e tório-232 (Th-232/U-233). Associados à atividade do núcleo encontram-se outros componentes como os dispositivos de controle, que regulam a fissão e são constituídos de barras de cádmio ou boro com alta seção de choque para nêutrons, o moderador, que diminui a energia cinética dos nêutrons produzidos na fissão e o fluido de refrigeração que remove do reator o calor gerado. Os reatores são normalmente classificados pelo tipo de combustível físsil utilizado, pelo tipo de refrigerante, pela energia do nêutron de fissão ou por uma outra característica e especial. Os nêutrons de fissão são gerados com energias cinéticas de 2 - 3 Mev. A seção de choque para nêutrons rápidos é baixa, o que não impede, entretanto, que a maior parte dos actinídeos possa ser fissionada por nêutrons de alta energia. Altos rendimentos de fissão são, contudo alcançados com energias térmicas da ordem de 0,025 e v para elementos como o U-239 que possui, nestas condições, elevada seção de choque. Moderadores são por tanto utilizados em reatores térmicos para diminuir a velocidade dos nêutrons. Como o urânio-235 é o único isótopo natural de urânio fissionável por nêutrons "térmicos", os reatores normalmente utilizam como combustível, urânio natural, com teor de 0,71% de U-235 ou urânio enriquecido, onde o teor de U-235 é aumentado geralmente de 2 - 3%. Os reatores de urânio natural precisam de um moderador altamente eficiente, como água pesada. Cs reatores de urânio enriquecido possuem, entretanto, uma probabilidade de interação para fissão mais alta, devido a maior quantidade de U-235, e a água leve, H20, constitui um moderador adequado. Em ambos os casos, o moderador é também o fluido de refrigeração. Um outro tipo de reator utiliza gás (C02 ou He) como refrigerante e grafite como moderador. Os reatores refrigerados a água podem diferir quanto ao mecanismo de geração do vapor que aciona a turbina, encontrando-se o tipo a água fervente (BWR) ou a água pressurizada. Um outro tipo de reator são os reatores regenerados rápidos (fast breeder reactors) que utilizam nêutrons de alta energia para interagir com o urânio-238 ou Th-232 e causar fissão e refrigerante não moderador, como o sódio ou hélio. Sua principal vantagem é a produção de plutônio-239 ou urânio 233, como material físsil adicional, obtido por captura neurônica e subsequente decaimento radioativo 0 ( 1 ) . Em princípios básicos operacionais, os vários tipos de reatores não diferem muito entre si. Diferenças em detalhes de engenharia podem afetar, entretanto, significativamente, os potenciais de efeitos ambientais de uma usina. A construção de um reator nuclear de potência requer um desenho definido que abrange toda uma filosofia de segurança máxima em operações no£ mais e uma máxima tolerância no caso de mau funcionamento do sistema. Neste sentido, as salvaguardas de engenharia consideram que acidentes ocorrerão, a despeito de todo cuidado no desenho, construção e operação, proporcionando sistemas de segurança, para proteger os operadores e a população circunvizinha, prevenindo ou minimizando os danos.
Palavras-chave: Análise por espectroscopia
Emissão em plasma-DCP
Idioma: por
País: Brasil
Editor: Instituto de Engenharia Nuclear
Sigla da Instituição: IEN
???metadata.dc.publisher.department???: Universidade do Estado do Rio de Janeiro
???metadata.dc.publisher.program???: Programa de Pós-Graduação em Biociências Nucleares
Tipo de Acesso: openAccess
URI: http://carpedien.ien.gov.br:8080/handle/ien/1965
Data do documento: Set-1985
Aparece nas coleções:Radioquímica e Química Nuclear - Teses e Dissertações dos Servidores do IEN

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