Navegação por assunto "zircaloy"

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  • IPEN-DOC 02351

    SILVA, A.T. . Adequacao do codigo FRAP-T4 para analise de varetas combustiveis de reatores PWR com revestimento de aco inoxidavel austenitico. In: 1o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 17-20 de marco, 1986, Rio de Janeiro, RJ. 1986. p. 93-96.

    Palavras-Chave: f codes; fuel rods; physical properties; programming; pwr type reactors; stainless steels; zircaloy

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  • IPEN-DOC 02678

    SILVA, A.T. ; PERROTTA, J.A. . Alguns aspectos da utilizacao de zircaloy e aco inoxidavel austenitico como material de revestimento de varetas combustiveis de reatores PWR. In: 5o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES, 10-12 de abril, 1985, Rio de Janeiro, RJ. 1985. p. 649-662.

    Palavras-Chave: cladding; f codes; fuel rods; performance; pwr type reactors; stainless steel-348; steady-state conditions; zircaloy

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  • IPEN-PUB-78

    SATO, I.M. ; SALVADOR, V.L.R. ; LORDELLO, A.R.. Aplicacao da tecnica de fluorescencia de raios-X na determinacao de hafnio em zircaloys. 1985. 9 p.

    Palavras-Chave: hafnium; x-ray fluorescence analysis; zircaloy

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  • IPEN-DOC 19883

    ICHIKAWA, RODRIGO U. . Aplicações do método Warren-Averbach de análise de perfis de difração / Applications of the Warren-Averbach method of X-ray diffraction line profile analysis . 2013. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 94 p. Orientador: Luis Gallego Martinez. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-10012014-103427

    Abstract: O objetivo deste trabalho foi desenvolver e implementar uma metodologia envolvendo a análise de perfis de difração de raios X (X-ray Line Profile Analysis - XLPA) para o estudo e determinação do tamanho médio de cristalitos e microdeformação em materiais. Para isto houve o desenvolvimento de um programa computacional para facilitar o tratamento dos picos presentes em um difratograma e realizar a deconvolução de perfis através do Método de Stokes para se corrigir a contribuição instrumental nos perfis de difração. Os métodos de XLPA de espaço real estudados e aplicados neste trabalho foram os métodos de Scherrer, Williamson-Hall e Single-Line (ou Linha Única) e o método de Warren-Averbach de espaço de Fourier. Além disso, utilizando-se um modelamento matemático foi possível calcular a distribuição de tamanhos de cristalitos para um caso isotrópico, onde considerou-se a distribuição log-normal e cristalitos com forma esférica. Foi possível demonstrar que a teoria proposta pode ser considerada como uma boa aproximação avaliando-se uma razão de dispersão. As metodologias descritas acima foram aplicadas em dois materiais distintos: na liga metálica Zircaloy-4 e em ZnO.

    Palavras-Chave: crystallography; fourier analysis; chemical analysis; x-ray diffraction; microstructure; zircaloy; yttrium oxides; zinc oxides; computer codes

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  • IPEN-DOC 28629

    GOMES, DANIEL de S. ; GIOVEDI, CLAUDIA. Assessment of advanced ferritic alloys used as cladding materials in nuclear power reactors. In: INTERNATIONAL CONGRESS OF MECHANICAL ENGINEERING, 26th, November 22-26, 2021, Online. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Engenharia e Ciências Mecânicas - ABCM, 2021.

    Abstract: The fuel performance code, Fuel Analysis under Steady-state and Transients (FAST), permits cladding options, such as zirconium alloys and iron-chromium-aluminum (FeCrAl). FAST code support as cladding Kanthal, CM35, and CM36 alloys. We implemented a comparative analysis between ferritic alloys, steel, and zircaloy. Many features of ferritic alloys classify as more tolerant materials, such as high resistance to steam oxidation, reduced hydrogen release, and longer coping time. But the neutron penalty must reduce cladding thickness to let a greater fuel volume. Both ferritic alloys and austenitic steel show higher corrosion resistance, also avoiding hydrogen releases. FeCrAl provides more resistant corrosion cracking than stainless steel. The properties of steel 348 are comparable to those of FeCrAl alloys. Steel exhibits superior thermal conductivity, linear thermal expansion, and mechanical strength. Both offer similar specific heat, melting points, and densities. The chemical composition of the steel has 66% iron and 19% chromium, compared with Kanthal APMT™, which uses 68.8% iron and 22% chromium. The results found real advantages related to safety risks using ferritic cladding materials.

    Palavras-Chave: fuels; stainless steels; kanthal; cladding; accident-tolerant nuclear fuels; zircaloy

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  • IPEN-DOC 26854

    GOMES, D.S. ; ABE, A. ; SILVA, A.T. ; MUNIZ, R.O.R. ; GIOVEDI, C.; MARTINS, M.R.. Assessment of high conductivity ceramic fuel concept under normal and accident conditions. In: TECHNICAL MEETING ON MODELLING OF FUEL BEHAVIOUR IN DESIGN BASIS ACCIDENTS AND DESIGN EXTENSION CONDITIONS, May 13-16, 2019, Shenzhen, China. Proceedings... Vienna, Austria: International Atomic Energy Agency, 2020. p. 95-101. (IAEA-TECDOC-1913).

    Abstract: After the Fukushima Daiichi accident, the high conductivity ceramic concept fuel has been revisited. The thermal conductivity of uranium dioxide used as nuclear fuel is relatively low, as consequence fuel pellet centerline reaches high temperatures, high fission gas release rate, increase of fuel rod internal pressure reducing the safety thermal margin. Several investigations had been conducted in framework of ATF (Accident Tolerant Fuel) using different additives in ceramic fuel (UO2) in order to enhance thermal conductivity in uranium dioxide pellets. The increase of the thermal conductivity of fuel can reduce the pellet centerline temperature, consequently less fission gas releasing rate and the low risk of fuel melting, hence improving significantly fuel performance under accident conditions. The beryllium oxide (BeO) has high conductivity among other ceramics and is quite compatible with UO2up to 2200°C, at which temperature it forms a eutectic. Moreover, it is compatible with zircaloy cladding, does not react with water, has a good neutronic characteristics (low neutron absorption cross-section, neutron moderation). This work presents a preliminary assessment of high conductivity ceramic concept fuel considering UO2-BeO mixed oxide fuel containing 10 wt% of BeO. The FRAPCON and FRAPTRAN fuel performance codes were conveniently adapted to support the evaluation of UO2-BeO mixed oxide fuel. The thermal and mechanical properties were modified in the codes for a proper and representative simulation of the fuel performance. Theobtainedpreliminary results show lower fuel centerline temperatureswhen compared to standard UO2 fuel, consequently promoting enhancement of safety margins during the operational condition and under LOCA accident scenario.

    Palavras-Chave: accident-tolerant nuclear fuels; beryllium oxides; uranium dioxide; zircaloy; ceramics; cladding; cross sections; eutectics; fission product release; fission products; fuel cans; fuel pellets; fuel rods; fukushima daiichi nuclear power station; loss of coolant; mechanical properties; melting; mixed oxide fuels; performance; safety margins; simulation; thermal conductivity

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  • IPEN-DOC 25948

    SANTOS, MARCELO M. dos . Avaliação estrutural de um elemento combustível do tipo placa para um reator nuclear compacto / Structural evaluation of a plate-type fuel element for a compact nuclear reactor . 2019. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 108 p. Orientador: Miguel Mattar Neto. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-08082019-140803

    Abstract: A melhoria nos aspectos de eficiência e de segurança dos reatores nucleares compactos está diretamente ligada às inovações nos combustíveis e na geometria dos Elementos Combustíveis - ou E.C. - como é o caso do tipo Placa, em comparação com o do tipo Vareta. Do ponto de vista mecânico, garantir que a estrutura de um E.C. está segura para funcionar em um reator PWR compacto é afirmar que esta cumpre os requisitos funcionais de projeto para estruturas deste tipo e aplicação, presentes na norma ANSI/ANS-57.5-1996; e também que as tensões resultantes dos carregamentos impostos sobre si são menores do que os limites mecânicos admissíveis para os seus materiais estruturais, de acordo com a norma ASME III, divisão 1, subseção NB. Para desenvolver uma metodologia de análise mecânica buscando verificar o atendimento aos critérios das normas citadas, foi proposto um modelo conceitual computacional de E.C. placa e, posteriormente, este modelo foi submetido a uma série de análises computacionais que simularam a aplicação das combinações dos principais carregamentos atuantes. Os resultados extraídos das análises revelaram que os valores das tensões resultantes da aplicação dos carregamentos foram inferiores aos valores dos limites admissíveis dos materiais que compõem os seus componentes. Foi observado, também, que os deslocamentos resultantes não ultrapassaram os limites funcionais, que são o contato entre estruturas semelhantes vizinhas e/ou o contato da região superior desta estrutura com as estruturas de suporte do vaso de pressão que o contém.

    Palavras-Chave: fuel elements; fuel plates; zircaloy; inconel 718; uranium alloys; molybdenum; mechanical tests; compactors; pwr type reactors; pressure vessels; stresses; materials testing reactors; thermodynamics; mechanical tests; mathematical models; computer codes; nuclear engineering

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  • IPEN-DOC 17110

    CREWE, MARIA T.I.; LOPES, PAULA C.; MOURA, SERGIO C. ; SAMPAIO, JESSICA A.G.; BUSTILLOS, OSCAR V. . Characterization of hydrogen, nitrogen, oxygen, carbon and sulfur in nuclear fuel (UOsub(2) and cladding nuclear rod materials. 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... Sao Paulo: ABEN, 2011, 2011.

    Palavras-Chave: hydrogen; oxygen; carbon; sulfur; nuclear fuels; uranium dioxide; uranium oxides u3o8; uranium silicates; cladding; fuel rods; zircaloy; nuclear industry; quality control

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  • IPEN-DOC 17087

    MARTINEZ, LUIS G. ; PEREIRA, LUIZ A.T.; ROSSI, JESUALDO L. ; TAKIISHI, HIDETOSHI ; SATO, IVONE M. ; SCAPIN, MARCOS A. ; ORLANDO, MARCOS T.D.. Chemical and microstructural characterization of recycled zircaloy. 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... Sao Paulo: ABEN, 2011, 2011.

    Palavras-Chave: zircaloy; recycling; microstructure; x-ray diffraction; fluorescence spectroscopy

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  • IPEN-DOC 17837

    SATO, IVONE M. ; PEREIRA, LUIZ A.T.; SCAPIN, MARCOS A. ; COTRIM, MARYCEL B. ; MUCSI, CRISTIANO S. ; ROSSI, JESUALDO L. ; MARTINEZ, LUIS G. . Chemical and microstructural characterization of remelted zircaloy by X-ray fluorescence techniques and metallographic analysis. Journal of Radioanalytical and Nuclear Chemistry, v. 294, n. 2, p. 283-288, 2012.

    Palavras-Chave: zircaloy; x-ray fluorescence analysis; microstructure; hafnium; interfering elements

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  • IPEN-DOC 16048

    SATO, I.M. ; PEREIRA, L.A.T.; SCAPIN, M.A. ; COTRIM, M.B. ; ROSSI, J.L. ; MARTINEZ, L.G. . Chemical and microstructural characterization of remelted Zircaloy by X-ray fluorescence techniques and metallographic analysis. In: INTERNATIONAL SYMPOSIUM ON NUCLEAR ANALYTICAL CHEMISTRY, 4th, November, 15-19 , 2010, Mumbai, India. Abstracts... 2010. p. 163.

    Palavras-Chave: zircaloy; materials recovery; melting; recycling; x-ray fluorescence analysis; metallography

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  • IPEN-DOC 05138

    PERROTTA, J.A. ; ANDRADE, G.G. . Comportamento da barra combustivel de um reator tipo PWR em seguimento de carga. In: 3o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES, 11-14 de dezembro, 1982, Itaipava, RJ. 1982. p. 368-376.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; fuel rods; a codes; cladding; zircaloy; finite element method; fuel-cladding interactions; fatigue; fuel element failure

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  • IPEN-DOC 11218

    MUCSI, C.S. ; FARIA, R.N. ; GALEGO, E. ; ROSSI, J.L. . Consolidation of compacted zircaloy chips via vacum are melting - analysis of the electric arc. Materials Science Forum, v. 498/499, p. 258-263, 2005.

    Palavras-Chave: electric arcs; zircaloy; var control systems; fuel-cladding interactions; compacting; phase transformations; arc furnaces; melting

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  • IPEN-DOC 10102

    MUCSI, C.S. ; FARIA, R.N. ; GALEGO, E. ; ROSSI, J.L. . Consolidation of compacted zircaloy chips via vacuum arc melting - analysis of the electric arc. In: INTERNATIONAL LATIN-AMERICAN CONFERENCE ON POWDER TECHNOLOGY, 4th, Nov. 19-21, 2003, Guaruja, SP. Proceedings... 2003.

    Palavras-Chave: electric arcs; zircaloy; machining; recycling; electrodes; chaos theory; var control systems

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  • IPEN-DOC 03873

    JULIO JUNIOR, OSWALDO . Contribuicao ao estudo da fusao a arco sob atmosfera de gas inerte da esponja de zirconio. 1990. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 89 p. Orientador: Arnaldo Homobono Paes de Andrade.

    Palavras-Chave: zircaloy; zirconium; corrosion resistance; melting; arc furnaces; nuclear industry

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  • IPEN-DOC 22533

    COLEMAN, C.; GRIGORIEV, V.; INOZEMTSEV, V.; MARKELOV, V.; ROTH, M.; MAKAREVICIUS, V.; KIM, Y.S.; ALI, KANWAR L.; CHAKRAVARTTY, J.K.; MIZRAHI, R.; LALGUDI, R. . Delayed hydride cracking in zircaloy fuel cladding - An IAEA coordinated reasearch programme. Nuclear Engineering and Technology, v. 41, n. 2, p. 171-178, 2008.

    Palavras-Chave: zircaloy 4; temperature dependence; zircaloy; cladding; iaea; coordinated research programs; cracking; pressure tubes

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  • IPEN-DOC 20345

    PEREIRA, LUIZ A.T. . Desenvolvimento de processos de reciclagem de cavacos de Zircaloy via refusão em forno elétrico a arco e metalurgia do pó / Development of processes for zircaloy chips recycling by electric arc furnace remelting and powder metallurgy . 2014. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 118 p. Orientador: Luis Gallego Martinez. DOI: 10.11606/T.85.2014.tde-27052014-090225

    Abstract: Reatores PWR empregam, como combustível nuclear, pastilhas de UO2 acondicionadas em tubos de ligas de zircônio, chamados de encamisamento. Na sua fabricação são gerados cavacos de usinagem que não podem ser descartados, pois a reciclagem deste material é estratégica quanto aos aspectos de tecnologia nuclear, econômicos e ambientais. As ligas nucleares têm altíssimo custo e não são produzidas no Brasil, sendo importadas para a fabricação do combustível nuclear. Neste trabalho são abordados dois métodos para reciclar os cavacos de Zircaloy. No primeiro, os cavacos foram fundidos utilizando um forno elétrico a arco para obter lingotes. O segundo usa a técnica da metalurgia do pó, onde os cavacos foram submetidos à hidretação e o pó resultante foi moído e isostaticamente prensado e, a seguir, sinterizado a vácuo. A composição química, as fases presentes e a dureza no material foram determinadas. Os lingotes foram tratados termicamente e laminados, sendo que as microestruturas foram caracterizadas por microscopia óptica e eletrônica de varredura. Os resultados para ambos os métodos mostraram que a composição do Zircaloy reciclado cumpre as especificações químicas e apresentaram microestrutura adequada para uso nuclear. Os bons resultados do método de metalurgia do pó sugerem a possibilidade de produzir pequenas peças, como as tampas do encamisamento - end-caps, usando a sinterização no formato quase final (near net shape).

    Palavras-Chave: zircaloy; recycling; nuclear fuels; cladding; hydridation; electric arcs; powder metallurgy

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  • IPEN-DOC 26711

    ABE, ALFREDO ; SILVA, ANTONIO T. e ; GIOVEDI, CLAUDIA; MELO, CAIO; GOMES, DANIEL de S. ; MUNIZ, RAFAEL R.. Development and application of modified fuel performance code based on stainless steel as cladding under steady state, transient and accident conditions. In: . Fuel Modelling in Accident Conditions (FUMAC). Vienna, Austria: International Atomic Energy Agency, 2019. p. 55-81, (IAEA-TECDOC-1889 - ANNEX II).

    Abstract: The IPEN/CNEN proposal for FUMAC-CRP was to modified fuel performance codes (FRAPCON and FRAPTRAN) in order to assess the behavior of fuel rod using stainless steel as cladding and compare to zircaloy cladding performance under steady state and accident condition. The IFA 650- 9, IFA-650-10 and UFA-650-11experiments were modelled to perform the LOCA accident simulation considering the original cladding and compared to stainless steel cladding.

    Palavras-Chave: cladding; comparative evaluations; computer codes; fuel rods; loss of coolant; reactor accident simulation; stainless steels; steady-state conditions; zircaloy

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  • IPEN-DOC 28210

    SILVA, A.T. e ; REIS, R. . Development of a computer code PADPLAC-UMo for performance analysis of monolithic uranium molybdenum fuel plate. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, November 29 - December 2, 2021, Online. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2021.

    Palavras-Chave: cladding; uranium; zircaloy; molybdenum; fuel plates; p codes; performance; reactor cores; thermal hydraulics

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  • IPEN-DOC 10600

    TEIXEIRA e SILVA, A. ; GUEDES e SILVA, C.C. ; CASTANHEIRA, M. ; TERREMOTO, L.A.A. . Estudos comparativos entre os programas FRAPCON-1 e FRAPCON-3. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA E REATORES THERMAL HIDRAULICA, 14th, ago. 28 - set. 2, 2005, Santos, SP. Anais... Sao Paulo: ABEN, 2005, 2005.

    Palavras-Chave: angra-1 reactor; burnup; cladding; experimental data; f codes; fuel rods; power distribution; specifications; steady-state conditions; thickness; zircaloy

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Buscar os artigos apresentados em um evento internacional de 2015, sobre loss of coolant, do autor Maprelian.

Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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Ano de publicação: 2015

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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.

1. Portaria IPEN-CNEN/SP nº 387, que estabeleceu os princípios que nortearam a criação do RDI, clique aqui.


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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