Navegação por autor "ABE, ALFREDO"

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  • IPEN-DOC 24947

    GIOVEDI, CLAUDIA; ABE, ALFREDO ; MUNIZ, RAFAEL O.R. ; GOMES, DANIEL S. ; SILVA, ANTONIO T. e ; MARTINS, MARCELO R.. Analysis of the combined effects on the fuel performance of UO2-BeO as fuel and iron-based alloy as cladding. In: WATER REACTOR FUEL PERFORMANCE MEETING, September 10-14, 2017, Jeju Island, Korea. Proceedings... 2017. p. 1-9.

    Abstract: Iron-based alloys have been considered as promising candidate material to replace zirconium-based alloys as fuel cladding based on the previous experience of the first generation of pressurized water reactors (PWR). Moreover, the safety margins of nuclear fuels can be improved by means of additives in the fuel pellet, as beryllium oxide (BeO), due to the increase of the fuel thermal conductivity. These efforts are part of the accident tolerant fuel (ATF) program which aims to develop nuclear fuel systems with enhanced performance under normal operation, design-basis accident and severe-accident conditions. This paper addresses the combined effects on the fuel performance considering the BeO additive in the fuel pellet and stainless steel 348 as cladding material under steady-state and loss-of-coolant-accident (LOCA) scenario. The fuel performance simulation and assessment are conducted using modified versions of well-known fuel performance codes (FRAPCON/FRAPTRAN). The obtained results have shown that the studied fuel system (stainless steel cladding and UO2-BeO) enables an improvement in the main parameters associated to the fuel safety margins under steady-state irradiation as well as LOCA scenario.

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  • IPEN-DOC 22767

    GIOVEDI, CLAUDIA; CHERUBINI, MARCO; ABE, ALFREDO ; DAURIA, FRANCESCO. Assessment of stainless steel 348 fuel rod performance against literature available data using TRANSURANUS code. EPJ Nuclear Sciences & Technologies, v. 2, p. 1-8, 2016. DOI: 10.1051/epjn/2016017

    Abstract: Early pressurized water reactors were originally designed to operate using stainless steel as cladding material, but during their lifetime this material was replaced by zirconium-based alloys. However, after the Fukushima Daiichi accident, the problems related to the zirconium-based alloys due to the hydrogen production and explosion under severe accident brought the importance to assess different materials. In this sense, initiatives as ATF (Accident Tolerant Fuel) program are considering different material as fuel cladding and, one candidate is iron-based alloy. In order to assess the fuel performance of fuel rods manufactured using iron-based alloy as cladding material, it was necessary to select a specific stainless steel (type 348) and modify properly conventional fuel performance codes developed in the last decades. Then, 348 stainless steel mechanical and physics properties were introduced in the TRANSURANUS code. The aim of this paper is to present the obtained results concerning the verification of the modified TRANSURANUS code version against data collected from the open literature, related to reactors which operated using stainless steel as cladding. Considering that some data were not available, some assumptions had to be made. Important differences related to the conventional fuel rods were taken into account. Obtained results regarding the cladding behavior are in agreement with available information. This constitutes an evidence of the modified TRANSURANUS code capabilities to perform fuel rod investigation of fuel rods manufactured using 348 stainless steel as cladding material.

    Palavras-Chave: stainless steels; fuel rods; t codes; comparative evaluations; reactors; cladding; data; performance

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  • IPEN-DOC 24011

    MUNIZ, RAFAEL O.R. ; GIOVEDI, CLAUDIA; ABE, ALFREDO ; GOMES, DANIEL S. ; AGUIAR, AMANDA A.; SILVA, ANTONIO T. . Assessment of uranium dioxide fuel performance with the addition of beryllium oxide. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Abstract: The Fukushima Daiichi accident in 2011 pointed the problem related to the hydrogen generation under accident scenarios due to the oxidation of zirconium-based alloys widely used as fuel rod cladding in water-cooled reactors. This problem promoted research programs aiming the development of accident tolerant fuels (ATF) which are fuels that under accident conditions could keep longer its integrity enabling the mitigation of the accident effects. In the framework of the ATF program, different materials have been studied to be applied as cladding to replace zirconium-based alloy; also efforts have been made to improve the uranium dioxide thermal conductivity doping the fuel pellet. This paper evaluates the addition of beryllium oxide (BeO) to the uranium dioxide in order to enhance the thermal conductivity of the fuel pellet. Investigations performed in this area considering the addition of 10% in volume of BeO, resulting in the UO2-BeO fuel, have shown good results with the improvement of the fuel thermal conductivity and the consequent reduction of the fuel temperatures under irradiation. In this paper, two models obtained from open literature for the thermal conductivity of UO2- BeO fuel were implemented in the FRAPCON 3.5 code and the results obtained using the modified code versions were compared. The simulations were carried out using a case available in the code documentation related to a typical pressurized water reactor (PWR) fuel rod irradiated under steady state condition. The results show that the fuel centerline temperatures decrease with the addition of BeO, when compared to the conventional UO2 pellet, independent of the model applied.

    Palavras-Chave: beryllium oxides; comparative evaluations; computerized simulation; f codes; fuel pellets; fuel rods; nuclear fuels; performance; pwr type reactors; steady-state conditions; thermal conductivity; uranium dioxide

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  • IPEN-DOC 15266

    ABE, ALFREDO ; FUGA, RINALDO ; SANTOS, ADIMIR dos ; ANDRADE e SILVA, GRACIETE S. de ; FANARO, LEDA C.C.B. ; YAMAGUCHI, MITSUO ; JEREZ, ROGERIO . Critical loading configurations of the IPEN/MB-01 reactor with UOsub(2)GDsun(2)Osub(3) burnable poison rods. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 9th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 16th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 1st, September 27 - October 2, 2009, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2009, 2009.

    Palavras-Chave: burnable poisons; control rod drives; experimental data; fuel rods; gadolinium oxides; ipen-mb-1 reactor; k codes; m codes; monte carlo method; multiplication factors; reactor cores; uranium dioxide

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  • IPEN-DOC 23518

    GOMES, DANIEL de S. ; ABE, ALFREDO ; SILVA, ANTONIO T. e ; GIOVEDI, CLAUDIA; MARTINS, MARCELO R.. Evaluation of corrosion on the fuel performance of stainless steel cladding. EPJ Nuclear Sciences & Technologies, v. 2, n. 40, p. 1-6, 2016. DOI: 10.1051/epjn/2016033

    Abstract: In nuclear reactors, the use of stainless steel (SS) as the cladding material offers some advantages such as good mechanical and corrosion resistance. However, its main advantage is the reduction in the amount of the hydrogen released during loss-of-coolant accident, as observed in the Fukushima Daiichi accident. Hence, research aimed at developing accident tolerant fuels should consider SS as an important alternative to existing materials. However, the available computational tools used to analyze fuel rod performance under irradiation are not capable of assessing the effectiveness of SS as the cladding material. This paper addresses the SS corrosion behavior in a modified fuel performance code in order to evaluate its effect on the global fuel performance. Then, data from the literature concerning to SS corrosion are implemented in the specific code subroutines, and the results obtained are compared to those for Zircaloy-4 (Zy-4) under the same power history. The results show that the effects of corrosion on SS are considerably different from those on Zy-4. The thickness of the oxide layer formed on the SS surface is considerably lower than that formed on Zy-4. As a consequence of this, the global fuel performance of SS under irradiation should be less affected by the corrosion.

    Palavras-Chave: comparative evaluations; computerized simulation; corrosion resistance; f codes; feasibility studies; fuel cans; fuel rods; performance; pwr type reactors; stainless steels; zircaloy 4

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  • IPEN-DOC 19274

    PIOVEZAN, PAMELA; ABE, ALFREDO ; CARLUCCIO, THIAGO; SANTOS, ADIMIR dos . Heavy steel reflector evaluation using diffusion theory. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 11th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 18th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 3rd, November 24-29, 2013, Recife, PE. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2013, 2013.

    Palavras-Chave: absorption; c codes; cross sections; distribution; eigenvalues; h codes; ipen-mb-1 reactor; neutron flux; neutron reflectors; performance; reactor cores; stainless steels;

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  • IPEN-DOC 24012

    GIOVEDI, CLAUDIA; ABE, ALFREDO ; MUNIZ, RAFAEL O.R. ; GOMES, DANIEL de S. ; SILVA, ANTONIO T. e ; MARTINS, MARCELO R.. Modification of fuel performance code to evaluate iron-based alloy behavior under loca scenario. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Abstract: Accident tolerant fuels (ATF) has been studied since the Fukushima Daiichi accident in the research efforts to develop new materials which under accident scenarios could maintain the fuel rod integrity for a longer period compared to the cladding and fuel system usually utilized in Pressurized Water Reactors (PWR). The efforts have been focused on new materials applied as cladding, then iron-base alloys appear as a possible candidate. The aim of this paper is to implement modifications in a fuel performance code to evaluate the behavior of ironbased alloys under Loss-of-Coolant Accident (LOCA) scenario. For this, initially the properties related to the thermal and mechanical behavior of iron-based alloys were obtained from the literature, appropriately adapted and introduced in the fuel performance code subroutines. The adopted approach was step by step modifications, where different versions of the code were created. The assessment of the implemented modification was carried out simulating an experiment available in the open literature (IFA-650.5) related to zirconium-based alloy fuel rods submitted to LOCA conditions. The obtained results for the iron-based alloy were compared to those obtained using the regular version of the fuel performance code for zircaloy-4. The obtained results have shown that the most important properties to be changed are those from the subroutines related to the mechanical properties of the cladding. The results obtained have shown that the burst is observed at a longer time for fuel rods with iron-based alloy, indicating the potentiality of this material to be used as cladding with ATF purposes.

    Palavras-Chave: accident-tolerant nuclear fuels; cladding; computerized simulation; f codes; fuel rods; iron alloys; loss of coolant; performance; pwr type reactors; stainless steel-348

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  • IPEN-DOC 19417

    SANCHEZ, ANDREA; ABE, ALFREDO . Nuclear criticality safety parameter evaluation for uranium metallic alloy. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 11th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 18th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 3rd, November 24-29, 2013, Recife, PE. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2013, 2013.

    Palavras-Chave: uranium alloys; nuclear fuels; criticality; safety analysis; s codes; monte carlo method

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  • IPEN-DOC 21070

    ABE, ALFREDO ; CARLUCCIO, THIAGO; PIOVEZAN, PAMELA; GIOVEDI, CLAUDIA; MARTINS, MARCELO. Preliminary neutronic assessmento for ATF (Accident Tolerant Fuel) based on iron alloy. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 12th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 19th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 4th, October 4-9, 2015, São Paulo, SP. Proceedings... 2015.

    Palavras-Chave: fuel rods; cladding; iron alloys; loss of coolant; monte carlo method; neutron absorbers; nuclear fuels; pwr type reactors; tolerance; zirconium alloys

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  • IPEN-DOC 16924

    ABE, ALFREDO ; SANCHEZ, ANDREA; YAMAGUCHI, MITSUO ; FUGA, RINALDO. Reactivity experiments with different boric acid concentrations in the IPEN/MB-01 reactor. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd, October 24-28, 2011, Belo Horizonte, MG. Proceedings... São Paulo: ABEN, 2011, 2011.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; reactor cores; boric acid; monte carlo method

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  • IPEN-DOC 20415

    ABE, ALFREDO ; GIOVEDI, CLAUDIA; GOMES, DANIEL de S. ; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO . Revisiting stainless steel as PWR fuel rod cladding after Fukushima daiichi accident. Journal of Energy and Power Engineering, v. 8, p. 973-980, 2014.

    Palavras-Chave: stainless steels; cladding; fuel rods; pwr type reactors; zircaloy; steady-state conditions; p codes; performance

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  • IPEN-DOC 24021

    ABE, ALFREDO ; GIOVEDI, CLAUDIA; GOMES, DANIEL ; SILVA, ANTONIO T. e ; MUNIZ, RAFAEL O.R. ; MARTINS, MARCELO. Sensitivity assessment of fuel performance codes for loca accident scenario. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Abstract: FRAPCON code predicts fuel rod performance in LWR (Light Water Reactor) by modeling fuel responses under normal operating conditions and anticipated operational occurrences; FRAPTRAN code is applied for fuel transient under fast transient and accident conditions. The codes are well known and applied for different purposes and one of the use is to address sensitivity analysis considering fuel design parameters associated to fabrication, moreover can address the effect of physical models bias. The objective of this work was to perform an assessment of fuel manufacturing parameters tolerances and fuel models bias using FRAPCON and FRAPTRAN codes for Loss of Coolant Accident (LOCA) scenario. The preliminary analysis considered direct approach taken into account most relevant manufacturing tolerances (lower and upper bounds) related to design parameters and physical models bias without considering their statistical distribution. The simulations were carried out using the data available in the open literature related to the series of LOCA experiment performed at the Halden reactor (specifically IFA-650.5). The manufacturing tolerances associated to design parameters considered in this paper were: enrichment, cladding thickness, pellet diameter, pellet density, and filling gas pressure. The physical models considered were: fuel thermal expansion, fission gas release, fuel swelling, irradiation creep, cladding thermal expansion, cladding corrosion, and cladding hydrogen pickup. The results obtained from sensitivity analysis addressed the impact of manufacturing tolerances and physical models in the fuel cladding burst time observed for the IFA-650.5 experiment.

    Palavras-Chave: accident-tolerant nuclear fuels; computerized simulation; f codes; fuel rods; fuel-cladding interactions; loss of coolant; sensitivity analysis; transients; water cooled reactors

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  • IPEN-DOC 21144

    GOMES, DANIEL de S. ; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO ; ABE, ALFREDO ; GIOVEDI, CLAUDIA; MARTINS, MARCELO R.. Simulation of the effects of the extend fuel rod burn-up under loca scenario. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 12th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 19th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 4th, October 4-9, 2015, São Paulo, SP. Proceedings... 2015.

    Palavras-Chave: simulation; fuel rods; burnup; loss of coolant; f codes; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 15267

    ABE, ALFREDO; SANCHEZ, ANDREA; YAMAGUCHI, MITSUO . The evaluation of set of criticality parameters using scale system. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 9th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 16th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 1st, September 27 - October 2, 2009, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2009, 2009.

    Palavras-Chave: criticality; cross sections; m codes; monte carlo method; multiplication factors; nuclear data collections; numerical data; s codes; uranium 235

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  • IPEN-DOC 16921

    ABE, ALFREDO ; SANTOS, ADIMIR dos ; FUGA, RINALDO . A variable reflector size experiment at IPEN/MB-01 critical facility. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd, October 24-28, 2011, Belo Horizonte, MG. Proceedings... São Paulo: ABEN, 2011, 2011.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; reactor cores; neutron reflectors; size; aluminium; control rooms

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Autor: Maprelian

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O gerenciamento do Repositório está a cargo da Biblioteca do IPEN. Constam neste RI, até o presente momento 20.950 itens que tanto podem ser artigos de periódicos ou de eventos nacionais e internacionais, dissertações e teses, livros, capítulo de livros e relatórios técnicos. Para participar do RI-IPEN é necessário que pelo menos um dos autores tenha vínculo acadêmico ou funcional com o Instituto. Nesta primeira etapa de funcionamento do RI, a coleta das publicações é realizada periodicamente pela equipe da Biblioteca do IPEN, extraindo os dados das bases internacionais tais como a Web of Science, Scopus, INIS, SciElo além de verificar o Currículo Lattes. O RI-IPEN apresenta também um aspecto inovador no seu funcionamento. Por meio de metadados específicos ele está vinculado ao sistema de gerenciamento das atividades do Plano Diretor anual do IPEN (SIGEPI). Com o objetivo de fornecer dados numéricos para a elaboração dos indicadores da Produção Cientifica Institucional, disponibiliza uma tabela estatística registrando em tempo real a inserção de novos itens. Foi criado um metadado que contém um número único para cada integrante da comunidade científica do IPEN. Esse metadado se transformou em um filtro que ao ser acionado apresenta todos os trabalhos de um determinado autor independente das variáveis na forma de citação do seu nome.

A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.

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2. A experiência do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) na criação de um Repositório Digital Institucional – RDI, clique aqui.

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Operando, inicialmente como uma base de dados referencial o Repositório foi disponibilizado na atual plataforma, em junho de 2015. No Repositório está disponível o acesso ao conteúdo digital de artigos de periódicos, eventos, nacionais e internacionais, livros, capítulos, dissertações, teses e relatórios técnicos.

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