Navegação IPEN por assunto "zircaloy 4"

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  • IPEN-DOC 26372

    LOBO, RAQUEL de M. ; ANDRADE, ARNALDO H.P. de . Advances in the understanding of the mechanisms of iodine-induced SCC cracking in zirconium alloys. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5339-5345.

    Abstract: In pressurized water reactors (PWR) the fuel rod cladding is the first barrier against the spread of fission products. It is therefore essential to guarantee its use in the reactor. Sometimes the production of electricity requires that certain power plants operate in “network monitoring”. The fuel introduced into nuclear power reactors can then undergo so metimes significant power variations. Following a severe reactor power transient, clad failure can occur through a stress corrosion phenomenon (SCC), under the combined action of mechanical stresses and gaseous fission products generated by the fuel pellets. Among those iodine plays a major role, for it may induce SCC in zircaloy. In the early ages of water cooled reactors (PWRs, BWRs or CANDU), series of similar failures took place following sharp startups. Today power increase rates as well as instantaneous local power levels are limited. Indeed, it is well know that cladding failure by iodine induced stress corrosion cracking (I SCC) may occur under pellet cladding interactions (PCI) conditions during power transients in PWRs. In this paper we review the advances in the understanding of these SCC cracking mechanisms of the fuel rod cladding that would then allow better control of the integrity of the clad during the more severe demands related to the operating conditions of th e PWRs.

    Palavras-Chave: cladding; cleavage; computerized tomography; cracking; fuel rods; iodine; nucleation; pitting corrosion; pwr type reactors; slip; stress corrosion; zircaloy 4

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  • IPEN-DOC 07978

    LOBO, RAQUEL de M.. Analise microestrutural do zircaloy-4 submetido a diferentes tratamentos termo - mecanicos. 2002. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 120 p. Orientador: Arnaldo Homobono Paes de Andrade.

    Palavras-Chave: zircaloy 4; thermomechanical treatments; microstructure; grain size; precipitation; vickers hardness

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  • IPEN-DOC 24016

    REIS, REGIS ; SILVA, ANTONIO T. e . Analysis of the behavior under irradiation of high burnup nuclear fuels with the computer programs FRAPCON and FRAPTRAN. 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 objective of this paper is to verify the validity and accuracy of the results provided by programs FRAPCON-3.4a and FRAPTRAN behavior of Pressurized Water Reactors (PWR) fuel rods, in steady conditions at high burnup. To achieve this goal, the results provided by these computer simulations are compared with experimental data available in the database FUMEX III. found that the computer programs used have a good ability to predict the operational behavior of PWR fuel rods in high burnup steady Accident (RIA).

    Palavras-Chave: accuracy; burnup; computerized simulation; f codes; fuel rods; irradiation; nuclear fuels; pwr type reactors; reactivity-initiated accidents; steady-state conditions; transients; uranium oxides; validation; zircaloy 4

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  • IPEN-PUB-18

    SATO, I.M. ; IMAKUMA, K. ; SALVADOR, V.L.R. . Caracterizacao de zircaloy-2 e zircaloy-4 por fluorescencia de raios-x. 1981. 12 p.

    Palavras-Chave: boric acid; calibration; hydrofluoric acid; x-ray fluorescence analysis; zircaloy 2; zircaloy 4

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  • IPEN-DOC 26412

    CAVALHEIRA, ELTON D. . Caracterização mecânica e microestrutural do zircaloy-4 obtido por HD e metalurgia do pó / Mechanical and microstructural characterization of zircaloy-4 obtained by HD and powder metallurgy . 2019. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 74 p. Orientador: Hidetoshi Takiishi. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-18112019-111622

    Abstract: A etapa de usinagem para fabricação de tubos e tampões (end caps) de Zircaloy-4 (Zr-4) utilizados em reatores nucleares à água pressurizada (reatores PWRs) geram grandes quantidades de rejeitos deste material. Devido ao alto custo do Zr-4 faz-se necessário sua reciclagem, que representa uma grande economia para a política Nuclear Brasileira e também evita seu descarte para o meio ambiente. Neste trabalho, os rejeitos da usinagem do Zr-4 foram aquecidos em atmosfera de hidrogênio (923 K), sendo o pó resultante desta etapa, peneirado em malha 200 e 325 mesh (<75 e <45 μm). Nesta etapa, foram retirados os materiais que não absorvem hidrogênio proveniente da usinagem, diminuindo a contaminação final por Fe da liga Zr-4. A moagem foi realizada em moinho de alta energia, utilizando pote e esferas de zircônia para diminuir a contaminação do pó. Os experimentos foram realizados em diferentes tempos de moagem (0 a 120 min). A amostra foi prensada a 200 MPa (prensagem isostática) e sinterizada a 1423 K por 10 h. A microestrutura foi analisada por microscopia eletrônica de varredura (MEV) e foi determinada a microdureza Vickers. Os resultados mostraram que após 60 min de moagem o tamanho médio das partículas foi de 2,4 μm. a microdureza Vickers após sinterização foi de 425 HV e tamanho médio de grão em torno de 50 μm. As amostras apresentaram valores de densidade hidrostática de 99% em relação à teórica, e a microestrutura apresentou morfologia típica do Zr-4 da fase α e grãos equiaxiais. Para redução de áreas de armazenamento dos cavacos obteve-se uma redução de 27 vezes no volume ocupado após hidretação, cominuição e prensagem. Foi possível usinar os tampões a partir das amostras com menor medida de microdureza.

    Palavras-Chave: powder metallurgy; zircaloy 4; tubes; capsules; sample preparation; elements; pwr type reactors; environmental policy; contamination; microstructure; microhardness; vickers hardness; indentation testing; hardness; sintering; materials testing; hydrostatics; power density; materials processing reactors; materials recovery; waste processing; scanning electron microscopy

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  • IPEN-DOC 18439

    MENDES, N.M.F.; DUVAIZEM, J.H.; PINHEIRO, R.M.; SAEKI, M.J.; BRESSIANI, A.H.A. ; TAKIISHI, H. . Corrosion behavior of Ti-13Nb-13Zircaloy-4 alloy produced by powder metallurgy. In: CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA E CIENCIA DOS MATERIAIS, 20., 4-8 de novembro, 2012, Joinville, SC. Resumos... 2012. p. 6130.

    Palavras-Chave: titanium alloys; niobium alloys; zircaloy 4; powder metallurgy; corrosion; recycling; hydrogenation; polarization; impedance; spectroscopy

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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 23371

    PELEIAS JUNIOR, FERNANDO dos S. . Desenvolvimento da metodologia de síntese e purificação dos dímeros L-lactídeo e glicolídeo para produção do poli (ácido lático-co-ácido glicólico) para utilização na produção de fontes radioativas / Development of a methodology for the synthesis and purification of the dimers L-lactide and glycolide for the production of poly(lactic acid-co-glycolic acid) for use in the manufacture of radioactive sources . 2017. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 144 p. Orientador: Carlos Alberto Zeituni. DOI: 10.11606/T.85.2017.tde-10082017-120230

    Abstract: A Organização Mundial da Saúde (OMS) relata o câncer como uma das principais causas de morte no mundo. O câncer de próstata é o segundo tipo de câncer mais prevalente em homens, com cerca de 1,1 milhão de casos diagnosticados em 2012. Braquiterapia com iodo-125 é uma método de radioterapia que consiste na introdução de sementes com material radioativo no interior do órgão a ser tratado. As sementes de iodo-125 podem ser inseridas soltas ou em cordas poliméricas bioabsorvíveis, mais comumente o poli(ácido lático-co-ácido glicólico) (PLGA). A função do polímero é reduzir a possibilidade de migração das sementes, o que poderia ser prejudicial para órgãos e tecidos saudáveis. De modo a reduzir os custos do tratamento, a síntese dos dímeros L-lactídeo e glicolídeo, para posterior utilização para preparação do PLGA, por meio da polimerização por abertura de anel, é proposta neste trabalho. Adicionalmente, propõe-se a utilização do amino-alcóxido tris(fenolato) de zircônio (IV) como alternativa ao usual octanoato de estanho (SnOct2), uma vez que a toxicidade do estanho permanece como obstáculo na produção do PLGA para aplicações biomédicas. Embora o iniciador de zircônio seja mais lento do que o SnOct2, massas molares relativamente elevadas foram obtidas quando razões monômero/iniciador (M/I) de 1000/1 (24 h), e 5000/1 (48 h) foram utilizadas. Considerando que as unidades glicolila (GA) são mais reativas do que as unidades lactila (LA), tempos longos de reação são necessários para atingir uma razão LA/GA próxima do objetivo do trabalho (85/15). O grau de racemização também depende do iniciador utilizado. As reações de polimerização realizadas com o iniciador de zircônio mostraram um maior grau de racemização, quando comparadas com aquelas realizadas com o SnOct2. Também foi observado um ligeiro aumento na racemização com o tempo. Considerando os resultados obtidos na síntese e purificação dos dímeros, e na síntese do PLGA em condições semelhantes às industriais, foi possível preparar o polímero de alta massa molar com um custo dezenas de vezes inferior ao custo do PLGA no mercado internacional. Os efeitos da radiação gama no PLGA também foram estudados. Doses normalmente aplicadas para esterilizar materiais para aplicações biomédicas foram empregadas: 10, 18, 25 e 50 kGy. A massa molar de todas as amostras irradiadas diminuiu de uma forma proporcional à dose até 56% de perda para 10 kGy e 72% para 50 kGy porém, são menos pronunciadas para doses mais elevadas. Alterações nas propriedades térmicas, tais como temperatura de fusão, temperatura de transição vítrea e a entalpia de cristalização e fusão foram também observadas após a irradiação.

    Palavras-Chave: brachytherapy; internal irradiation; neutron sources; radiopharmaceuticals; synthesis; purification; iodine 125; seeds; organic acids; lactic acid; glycolic acid; dimers; polymerization; zircaloy 4; chromatography; mass spectroscopy; infrared spectrometers; process development units

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  • IPEN-DOC 02648

    REINO, L.C.P. ; LORDELLO, A.R. . Determinacao de impurezas em zircaloy 2 e 4 por espectrografia de emissao. In: 26th CONGRESSO BRASILEIRO DE QUIMICA, Oct. 6-11, 1985, Fortaleza, CE, Brazil. Abstract... 1985.

    Palavras-Chave: emission spectroscopy; impurities; zircaloy 2; zircaloy 4

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  • IPEN-DOC 02302

    COSTA, ISOLDA . Estudo do comportamento de oxidacao do zirconio e suas ligas. 1985. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 115 p. Orientador: Lalgudi Venkataraman Ramanathan.

    Palavras-Chave: zircaloy 2; oxidation; thermal gravimetric analysis; zircaloy 4

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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 26356

    GIOVEDI, CLAUDIA; MELO, CAIO; ABE, ALFREDO Y. ; SILVA, ANTONIO T. ; MARTINS, MARCELO R.. Fuel performance of iron-based alloy cladding using modified TRANSURANUS code. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4943-4949.

    Abstract: The main challenge in the nuclear area since the Fukushima Daiichi accident is to develop fuel materials to be applied in nuclear reactors aiming to increase the safety under normal operation as well as transient and accident conditions. These efforts are concentrated in the Advanced Technology Fuel (ATF) program that has as main scopes to study cladding materials to replace the zirconium-based alloys, and fuel materials presenting higher thermal conductivity compared to the conventional uranium dioxide fuel pellet. In this sense, iron-based alloys, which were used with a good performance as cladding material in the first Pressurized Water Reactors (PWR), have becoming a good option. The assessment of the behavior of different materials previously to perform irradiation tests, which are time consuming, can be performed using fuel performance codes, but for this, the conventional fuel performance codes must be modified to implement the properties of the materials that are being studied. This paper presents the results obtained using a modified version of the well-known TRANSURANUS code, obtained from the implementation of the stainless steel 348 properties as cladding material. The simulations were performed using data available in the open literature related to a PWR irradiation experiment. The results obtained using the modified version of the code were compared to those obtained using the original code version for zircaloy-4. The performance of both cladding materials was evaluated by means of the comparison of parameters such as gap thickness, fuel centerline temperature, internal pressure, and cladding stress and strain.

    Palavras-Chave: cladding; comparative evaluations; computerized simulation; fuel rods; iron alloys; nuclear fuels; performance; pwr type reactors; stainless steel-348; steady-state conditions; t codes; zircaloy 4

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  • IPEN-DOC 19391

    LOBO, RAQUEL M. ; ANDRADE, ARNALDO H.P. . Influence of neutron irradiation on the stability of precipitates in zircaloy - a critical review. 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: zirconium alloys; zircaloy 2; zircaloy 4; mechanical properties; corrosion resistance; neutron sources; irradiation; radiation effects; materials testing reactors; post-irradiation examination

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  • IPEN-DOC 25520

    COLEMAN, CHRISTOPHER E.; MARKELOV, VLADIMIR A.; ROTH, MARIA; MAKAREVICIUS, VIDAS; HE, ZHANG; CHAKRAVARTTY, JAYANTA K.; ALVAREZ-HOLSTON, ANNA-MARIA; ALI, LIAQAT; RAMANATHAN, LALGUDI ; INOZEMTSEV, VICTOR. Is spent nuclear fuel immune from delayed hydride cracking during dry storage? An IAEA coordinated research project. In: COMSTOCK, ROBERT J. (Ed.); MOTTA, ARTHUR T. (Ed.). Zirconium in the Nuclear Industry: 18th International Symposium. West Conshohocken, PA: ASTM International, 2018. p. 1224-1251, (Selected Technical Papers, STP1597). DOI: 10.1520/STP159720160048

    Abstract: Delayed hydride cracking (DHC) has been responsible for cracking in zirconium alloy pressure tubes and fuel cladding and is a concern for spent fuel storage. For cracking to start, sufficient hydrogen must be present for hydride to form at a flaw tip and the local tensile stress must be sufficiently large to crack the hydride (a crack will not extend if the threshold in the stress intensity factor, KIH, is not exceeded. A high-temperature limit exists when the yield stress of the cladding alloy becomes too low to crack the hydride. In this paper we describe measurements of KIH and the crack growth rate, V, in unirradiated Zircaloy-4 fuel cladding containing approximately 130 ppm hydrogen in the cold-worked stress–relieved condition representing pressurized water reactors (PWRs) and pressurized heavy-water (PHWR) reactors. Four methods are used to evaluate KIH. The test specimen and fixture used in these methods was the pin-loading tension configuration. The test temperature ranged from 227 to 315 C. The mean value of KIH below 280 C had little temperature dependence; it was about 5.5 MPaHm in the PWR cladding and slightly higher at 7 MPaHm in the PHWR material. At higher test temperatures, KIH increased dramatically to more than 12 MPaHm, whereas the crack growth rate declined toward zero. This behavior suggests that unirradiated Zircaloy-4 fuel cladding is immune from DHC above about 320 C; this temperature may be increased to 360 C by irradiation. The implications for spent fuel storage are that during early storage when the temperatures are high, any flaw will not extend by DHC, whereas at low temperatures, after many years of storage, flaws would have to be very large, approaching through wall, before being extended by DHC. To date, spent nuclear fuel is not known to have failed by DHC during storage, confirming the inference.

    Palavras-Chave: zircaloy 4; cladding; dry storage; temperature dependence; immunity; hydrides; cracking

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  • IPEN-DOC 27578

    AVELAR, ALAN M.; GIOVEDI, CLAUDIA; ABE, ALFREDO Y. ; MOURAO, MARCELO B.. Oxidation of AISI 304L and 348 stainless steels in water at high temperatures. Materials Research, v. 23, n. 6, p. 1-7, 2020. DOI: 10.1590/1980-5373-MR-2020-0373

    Abstract: Oxidation of AISI 304L and 348 stainless steels was investigated in water at 1000 – 1350 °C by TGA, SEM, EDS, and Raman spectroscopy. Linear-Parabolic kinetics and multilayer oxide scales with voids were found for both alloys. Based on the experimental results, AISI 304L presented higher oxidation resistance and higher activation energy. Zircaloy-4 kinetic results were used for validation and performance comparison. In severe accidents conditions, stainless steel might lead to a faster hydrogen production comparing to Zircaloy.

    Palavras-Chave: oxidation; stainless steels; hydrogen; stainless steel-348; stainless steel-304l; zircaloy 4; chemical composition

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  • IPEN-DOC 08480

    LOBO, R.M. ; PAES de ANDRADE, A.H. ; TAKIISHI, H. ; FERREIRA, N.A.M. . Precipitacao de particulas de segunda fase em zircaloy-4. In: CONGRESSO ANUAL DA ASSOCIACAO BRASILEIRA DE METALURGIA E MATERIAIS, 55., 24-28 jul, 2000, Rio de Janeiro, RJ. 2000.

    Palavras-Chave: zircaloy 4; phase transformations; precipitation; particles; microstructure; thermomechanical treatments

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  • IPEN-DOC 08500

    LOBO, R.M. ; PAES de ANDRADE, A.H. ; TAKIISHI, H. ; FERREIRA, N.. Preliminary observations of second phase particles in zircaloy-4. In: CONGRESS OF THE BRAZILIAN SOCIETY FOR MICROSCOPY AND MICROANALYSIS, 17th; CONGRESS OF THE BRAZILIAN SOCIETY FOR CELL BIOLOGY, 10th, Oct. 13-16, 1999, Santos, SP. Proceedings... 1999. p. 197-198.

    Palavras-Chave: zircaloy 4; heat treatments; thermomechanical treatments; particles; precipitation

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  • IPEN-DOC 26855

    GIOVEDI, C.; MARTINS, M.R.; ABE, A. ; REIS, R. ; SILVA, A.T. . Reactivity initiated accident assessment for ATF cladding materials. 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. 155-161. (IAEA-TECDOC-1913).

    Abstract: Following the experience that came from the Fukushima Daiichi accident, one possible way of reducing risk in a nuclear power plant operation would be the replacement of the existing fuel rod cladding material (based on zirconium alloys) by another materials which could fulfill the requirements of the accident tolerant fuel (ATF) concept. In this sense, ATF should be able to keep the current fuel system performance under normal operation conditions; moreover, it should present superior performance than the existing conventional fuel system (zirconium-based alloys and uranium dioxide) under accident conditions. The most challenging and bounding accident scenarios for nuclear fuel systems in Pressurized Water Reactors (PWR) are Loss of Coolant Accident (LOCA) and Reactivity Initiated Accident (RIA), which are postulated accidents. This work addresses the performance of ATF using iron-based alloys as cladding material under RIA conditions. The evaluation is carried out using modified versions of the coupled system FRAPCON/FRAPTRAN. These codes were modified to include the material properties (thermal, mechanical, and physics) of an iron-based alloy, specifically FeCrAl alloy. The analysis is performed using data available in the open literature related to experiments using conventional PWR fuel system (zirconium-based alloys and uranium dioxide). The results obtained using the modified code versions are compared to those of the actual existing fuel system based on zircaloy-4 cladding using the original versions of the fuel performance codes (FRAPCON/FRAPTRAN).

    Palavras-Chave: accident-tolerant nuclear fuels; charges; cladding; comparative evaluations; currents; fuel rods; fuel systems; fukushima daiichi nuclear power station; hazards; zircaloy 4; iron; loss of coolant; nuclear power plants; operation; performance; pwr type reactors; reactivity-initiated accidents; steady-state conditions; uranium dioxide

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  • IPEN-DOC 27538

    GUANABARA JUNIOR, PAULO; NOGUEIRA, ALESSANDRO F.; SAMAD, RICARDO E. ; ROSSI, WAGNER de . Study of ablation on surfaces of zircaloy Z-4 irradiated with femtosecond laser. In: INTERNATIONAL CONGRESS OF MECHANICAL ENGINEERING, 25th, October 20-25, 2019, Uberlândia, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Engenharia e Ciências Mecânicas, 2019.

    Abstract: The use of ultrashort femtosecond laser pulses is an alternative for micro machining on metal surfaces, with several industrial applications, in such areas as aeronautics, aerospace, naval, nuclear, among others, where there is growing concern about service reliability. Thus, markings for traceability purposes should ensure the integrity of the metal as well as allow reading of the marked characters, whether automated or not. In this work, micro machining of zircaloy Z 4 surfaces using femtosecond laser was performed aiming at the knowledge of the ablation threshold and Scanning Electron Microscopy (SEM) analysis in different images. Obtained from micro machined traces, energy fluence parameters and laser pulse overlap. The amount of ablated material in this femtosecond laser micro machining is negligible, which contributes to ensuring that there is no mi crostructural damage. Such a process resulted in different images, which characterize that there are different optical properties because of the parameters change.

    Palavras-Chave: machining; ablation; zircaloy 4; lasers

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  • IPEN-DOC 16509

    COLEMAN, C.; GRIGORIEV, V.; INOZEMTSEV, V.; MARKELOV, V.; ROUTH, M.; MAKAREVICIUS, V.; KIM, Y.S.; ALI, KANWAR L.; CHAKRAVARRTY, J.K.; MIZRAHI, R.; LALGUDI, R. . The effect of microstructure on delayed hydride cracking behavior of zircaloy-4 fuel cladding - An International Atomic Energy Agency Coordinated Research Program. Journal of ASTM International, v. 7, n. 5, p. 1-20, 2010.

    Palavras-Chave: zircaloy 4; fuel-cladding interactions; hybrid systems; cracking; microstructure; temperature dependence

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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.

O Repositório Digital do IPEN é um equipamento institucional de acesso aberto, criado com o objetivo de reunir, preservar, disponibilizar e conferir maior visibilidade à Produção Científica publicada pelo Instituto, desde sua criação em 1956.

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.

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.

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.