Navegação Eventos - Artigos por Autores IPEN "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 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 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 26341

    SOUZA, GREGÓRIO; CARLUCCIO, THIAGO; SANCHEZ, PRISCILA; ABE, ALFREDO . Neutron flux intercomparison and ex-core neutron detector optimization in a SMR reactor using MCNP6 code and MAVRIC sequence. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4144-4163.

    Abstract: Ex-core neutron detectors are commonly referred as a detector placed outside the reactor pressure vessel and in a typical SMR design its use is employed to reactor control. Due to its position (far from core) neutron flux calculation for ex-core detector purposes is challenging when using Monte Carlo codes, therefore this work presents an intercomparison between two Monte Carlo codes and also a neutron flux analysis (axially and radially) to better positioning the ex-core neutron detectors. Discrepancies regarding energy treatment can be evaluated as the MAVRIC sequence uses a set of cross sections in a multigroup energy structure while MCNP6 uses continuous energy. In this work, neutron flux intercomparison is mostly focused on variance reduction techniques since these codes presents different approaches, mainly because the MAVRIC sequence uses a hybrid approach combining deterministic and probabilistic methods and MCNP6 code uses traditional variance reduction methods. Some Monte Carlo variables such as figure-of-merit, CPU-time and error distributions maps are evaluated, and neutron flux magnitudes compared. To do so, a typical small modular reactor is modeled with the aid of MCNP6 code and the MAVRIC sequence in two different situations: one being a deep subcritical state with an external neutron source for variance reduction techniques comparison and the other a generic start up procedure (control rods removal) for detector position optimization.

    Palavras-Chave: comparative evaluations; control elements; cross sections; finite difference method; graphite moderated reactors; m codes; monte carlo method; neutron detectors; neutron flux; neutron sources; optimization; reactor cores

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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 27963

    ABE, ALFREDO ; TEIXEIRA, ANTONIO ; SOUZA, DANIEL ; GIOVEDI, CLAUDIA. Preliminary assessment of iron alloy cladding as accident tolerant fuel cladding. In: TECHNICAL MEETING ON MODELLING OF FUEL BEHAVIOUR IN DESIGN BASIS ACCIDENTS AND DESIGN EXTENSION CONDITIONS, May 13-16, 2019, Shenzhen, China. Apresentação... 2019.

    Palavras-Chave: waste water; liquid wastes; industrial wastes; accelerators; portable equipment; electron beams

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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 26355

    AGUIAR, AMANDA A. ; ABE, ALFREDO ; GIOVEDI, CLAUDIA. Sensitivity analysis of fuel rod parameters in steady state condition using TRANSURANUS code. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4936-4942.

    Abstract: In this paper, a simulation of steady state conditions using TRANSURANUS code applied to Arkansas Nuclear One Unit 2 (PWR) fuel rod is presented. The fuel rod considered in this work was exposed to a peak rod average burnup of 64 GWd/TU, which corresponds to a batch-average exposure of about 53 GWd/TU. TRANSURANUS code offers two different approach for sensitivity analysis: Numerical Noise Analysis and Monte Carlo. In this work, sensitivity analysis using Monte Carlo approach was considered in the range of fuel rod manufacturing parameters, such as internal and external radius of the cladding, external radius of the fuel, and filling gas pressure of the fuel rod, in order to verify some existing correlation with fuel centerline temperature, internal cladding temperature, average tangential stress in the cladding, average permanent tangential strain in the cladding, internal pressure, and fission gas release.

    Palavras-Chave: arkansas-2 reactor; burnup; computerized simulation; fuel rods; monte carlo method; neutron flux; sensitivity analysis; steady-state conditions; t codes

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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 28287

    ABE, ALFREDO ; MELLO, CAIO; SANTOS, TAMIRYS; GIOVEDI, CLAUDIA. The FeCrAl cladding assessment under accident condition using TRANSURANUS fuel performance code. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, November 29 - December 2, 2021, Online. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2021.

    Palavras-Chave: computerized simulation; t codes; iron alloys; zirconium alloys; reactivity; ballooning instability; thermodynamic properties; nuclear fuels; thickness; chromium; cladding

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  • IPEN-DOC 27620

    ABE, ALFREDO ; SILVA, ANTONIO T. e ; GIOVEDI, CLAUDIA; MELO, CAIO; GOMES, DANIEL de S. ; MUNIZ, RAFAEL R.. The IPEN/CNEN contribution to IAEA FUMAC benchmark using modified fuel performance code based on stainless steel as cladding under steady state, transient 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. 1-9.

    Abstract: The IPEN/CNEN (Brazil) participated in IAEA Coordinated Research Project on Fuel Modeling in Accident Conditions (FUMAC) among others 18 countries (Argentina, Belgium, Bulgaria, China, Czech Republic, Finland, France, Germany, Hungary, Italy, Japan, Norway, Republic of Korea , Russian Federation , Spain , Sweden , Ukraine and United States of America), which aim was focused in modelling, predicting and improving the understanding of the behaviour of nuclear fuel under accident conditions in order to better understanding and enhanced safety of nuclear fuel. A serie of LOCA (Loss of Coolant Accident) experiments data were made available for the participants to perform simulation using their fuel performance codes and the outcome gives an idea about fuel codes limitation considering LOCA simulation and possible improvement needed in the existing models related to LOCA condition.The IPEN/CNEN (BRAZIL) proposal for FUMAC-CRP was to modify existing fuel performance codes (FRAPCON and FRAPTRAN) considering stainless steel as cladding material and perform a simulation comparing to zircaloy cladding performance under steady state and accident condition. The HALDEN LOCA Experiments (IFA 650-9, IFA-650-10 and IFA-650-11) were selected and modeled to perform the LOCA accident simulation considering the original cladding (zircaloy) and compared to stainless steel cladding.

    Palavras-Chave: design-basis accidents; reactor accident simulation; numerical data; reactor sites; nuclear fuels; stainless steel; cladding; international cooperation

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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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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.

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