Navegação Periódicos - Artigos por Autores IPEN "ABE, ALFREDO"
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Navegação Periódicos - Artigos por Autores IPEN "ABE, ALFREDO"
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ABE, ALFREDO
; GIOVEDI, CLAUDIA; MELO, CAIO; SILVA, ANTONIO T. e
. Assessment of minimum allowable thickness of advanced steel (FeCrAl) cladding for accident tolerant fuel.
Nuclear Engineering and Design,
v. 415,
p. 1-7,
2023.
DOI:
10.1016/j.nucengdes.2023.112707
Abstract:
The ferritic iron-chromium-aluminum (FeCrAl) alloy cladding is considered to be the most promising for near-term application in the ATF framework to replace
existing zirconium alloy cladding. Although FeCrAl cladding presents several advantages, it is well known that there are at least two main drawbacks, one is the
increased thermal neutron absorption cross-section compared to the current Zr-based cladding resulting in a neutronic penalty and another is tritium higher
permeation. In the present study, the minimum allowable thickness of cladding is addressed considering neutronic penalty reduction and the mechanical-structural
behavior under the LOCA accident condition. The neutronic penalty assessment was performed using the Monte Carlo code and mechanical-structural performance of
the FeCrAl cladding using the TRANSURANUS fuel code, which was modified to consider properly the FeCrAl cladding.
. Assessment of minimum allowable thickness of advanced steel (FeCrAl) cladding for accident tolerant fuel. Nuclear Engineering and Design, v. 415, p. 1-7, 2023. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2023.112707. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/34371. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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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
. 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. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26913. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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AVELAR, ALAN M.; DINIZ, CAMILA; CAMARGO, FÁBIO de; GIOVEDI, CLAUDIA
; ABE, ALFREDO
; CHERUBINI, MARCO; PETRUZZI, ALESSANDRO; MOURÃO, MARCELO B.. Best estimate plus uncertainty analysis of metal-water reaction transient experiment.
Nuclear Engineering and Design,
v. 411,
p. 1-12,
2023.
DOI:
10.1016/j.nucengdes.2023.112414
Abstract:
Uncertainty analysis is applied in the licensing process for nuclear installations to complement best estimate analysis and to verify that the upper bound value is less
than the threshold corresponding to the safety parameter of interest. Metal-water reaction is a critical safety phenomenon of water-cooled nuclear reactors at accident
conditions, e.g. Loss-Of-Coolant Accidents (LOCA). AISI 348 cladding is able to increase the accident tolerance comparing to Zr-based alloys and differently from
other accident tolerant fuel cladding options, there is operational experience of nuclear power plants with stainless steel. In this study, a transient oxidation
experiment of AISI 348 by steam was conducted and the major sources of uncertainty were addressed. An evaluation model was developed to calculate the evolution
of mass gain during the experiment. Meanwhile, uncertainty propagation of experimental data was performed. The results show that the mass gain predicted by the
transient metal-water reaction model lays within the experimental data uncertainty band. Furthermore, the selection of the oxidation kinetics model seems to be
important whether the analysis wills to provide conservative results.
. Best estimate plus uncertainty analysis of metal-water reaction transient experiment. Nuclear Engineering and Design, v. 411, p. 1-12, 2023. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2023.112414. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/34372. Acesso em: $DATA.Como referenciar este item
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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AVELAR, ALAN M.; CAMARGO, FABIO de; SILVA, VANESSA S.P. da; GIOVEDI, CLAUDIA
; ABE, ALFREDO
; MOURAO, MARCELO B.. Effectiveness of Ni-based and Fe-based cladding alloys in delaying hydrogen generation for small modular reactors with increased accident tolerance.
Nuclear Engineering and Technology,
v. 55,
n. 1,
p. 156-168,
2023.
DOI:
10.1016/j.net.2022.09.002
Abstract:
This study investigates the high temperature oxidation behaviour of a Ni–20Cr-1.2Si (wt.%) alloy in steam from 1200 °C to 1350 °C by Thermogravimetric Analysis (TGA), Scanning Electron Microscopy (SEM), Energy Dispersive X-ray Spectroscopy (EDS) and X-ray Diffraction (XRD). The results demonstrate that exposed Ni-based alloy developed a thin oxide scale, consisted mainly of Cr2O3. The oxidation kinetics obtained from the experimental results was applied to evaluate the hydrogen generation considering a simplified reactor core model with different cladding alloys following an unmitigated Loss-Of-Coolant Accident (LOCA) scenario in a hypothetical Small Modular Reactor (SMR). Overall, experimental data and simulations results show that both Fe-based and Ni-based alloys may enhance cladding survivability, delaying its melting, as well as reducing hydrogen generation under accident conditions compared to Zr-based alloys. However, a substantial neutron absorption occurs when Ni-based alloys are used as cladding for current uranium-dioxide fuel systems, even when compared to Fe-based alloys.
Palavras-Chave: fuel-cladding interactions; nickel alloys; stainless steels; oxidation; temperature range 0400-1000 k; cladding
. Effectiveness of Ni-based and Fe-based cladding alloys in delaying hydrogen generation for small modular reactors with increased accident tolerance. Nuclear Engineering and Technology, v. 55, n. 1, p. 156-168, 2023. DOI: 10.1016/j.net.2022.09.002. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/33996. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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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
. 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. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/27169. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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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
. Revisiting stainless steel as PWR fuel rod cladding after Fukushima daiichi accident. Journal of Energy and Power Engineering, v. 8, p. 973-980, 2014. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23372. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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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.
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