Navegação Eventos - Artigos 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-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 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 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 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 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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  • IPEN-DOC 15893

    PEREIRA, L.A.T.; MUCSI, C.S. ; CORREA, H.P.S.; ORLANDO, M.T.D.; SATO, I.M. ; ROSSI, J.L. ; MARTINEZ, L.G. . Fusao de cavacos de zircaloy por VAR: resultados preliminares. In: CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA E CIENCIA DOS MATERIAIS, 19., 21-25 de novembro, 2010, Campos do Jordao, SP. Anais... 2010. p. 6916-6924.

    Palavras-Chave: cost; fuel cycle; fuel management; metallography; microstructure; nanostructures; nuclear fuels; pwr type reactors; solids; vacuum melting; zircaloy; zirconium; zirconium alloys

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  • IPEN-DOC 19988

    ARALDI CARDOSO, K.; URANO de CARVALHO, E.F. ; DURAZZO, M. ; RIELLA, H.G.. Interdiffusion study between a U7wt%Mo alloy and zircaloy-4. In: EUROPEAN RESEARCH REACTOR CONFERENCE, March 30 - April 3, 2014, Ljubljana, Slovenia. Proceedings... 2014. p. 639-644.

    Palavras-Chave: uranium; molybdenum alloys; zircaloy; diffusion; dispersion nuclear fuels; aluminium; cladding; thermal conductivity; swelling; fuel plates; scanning electron microscopy

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  • IPEN-DOC 10082

    MUCSI, C.S. ; FARIA JUNIOR, R.N. ; GALEGO, E. ; ROSSI, J.L. . Investigacao da fusao e consolidacao de cavacos de zircaloy- analise sobre os fenomenos no arco eletrico. In: CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA E CIENCIA DOS MATERIAIS, 15., 9-13 nov, 2002, Natal, RN. Anais... 2002. p. 3400-3406.

    Palavras-Chave: zircaloy; recycling; fuel elements; control systems

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  • IPEN-DOC 15874

    LOBO, R.M. ; ANDRADE, A.H.P. . Novas ligas de zirconio para apliccao nuclear. In: CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA E CIENCIA DOS MATERIAIS, 19., 21-25 de novembro, 2010, Campos do Jordao, SP. Anais... 2010. p. 5516-5523.

    Palavras-Chave: zirconium alloys; zircaloy; pwr type reactors; microstructure

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  • IPEN-DOC 19603

    MENEZES, E.G.R.; ANDREOLI, M. ; CHIBA, R.; SEO, E.S.M. . Processo de pelotização do óxido de zircônio. In: CONGRESSO BRASILEIRO DE CERAMICA, 57.; CONGRESSO IBEROAMERICANO DE CERÂMICA, 5., 19-22 de maio, 2013, Natal, RN. Anais... 2013.

    Palavras-Chave: zirconium oxides; zircaloy; pelletizing

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  • IPEN-DOC 17935

    TAKIISHI, H. ; DUVAIZEN, J.H.; SATO, I.M. ; ROSSI, J.L. ; PEREIRA, L.A.T.; MARTINEZ, L.G. . Recycling of zircaloy machining chips by VAR remelting and powder metallurgy techniques. In: INTERNATIONAL LATIN-AMERICAN CONFERENCE ON POWDER TECHNOLOGY, 8th, November 6-9, 2011, Florianopolis, SC. Proceedings... 2011. p. 485-492.

    Palavras-Chave: zircaloy; recycling; vacuum melting; powder metallurgy; sintering; x-ray diffraction; optical microscopy; scanning electron microscopy

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  • IPEN-DOC 21592

    PEREIRA, L.A.T. ; MARTINEZ, L.G. ; ROSSI, J.L. . A refusão em forno elétrico a arco como processo de reciclagem de cavacos de zircaloy. In: ENCONTRO CIENTÍFICO DE FÍSICA APLICADA, 6., 13-15 de maio, 2015, Vitória, ES. Anais... 2015.

    Palavras-Chave: electric arcs; zircaloy; recycling; nuclear fuels; optical microscopy; microstructure

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  • IPEN-DOC 24013

    GOMES, DANIEL S. ; SILVA, ANTONIO T. ; ABE, ALFREDO Y. ; MUNIZ, RAFAEL O.R. ; GIOVEDI, CLAUDIA. Simulation of accident-tolerant U3Si2 fuel using FRAPCON code. 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 research on accident-tolerant fuels (ATFs) increased after the Fukushima event. This benefitted risk management in nuclear operations. In this investigation, the physical properties of the materials being developed for the ATF program were compared with those of the standard UO2–Zr fuel system. The research efforts in innovative fuel design include rigorous characterization of thermal, mechanical, and chemical assessment, with the objectives of making the burnup cycle longer, increasing power density, and improving safety performance. Fuels must reach a high uranium density—above that supported by UO2—and possess coating that exhibits better oxidation resistance than Zircaloy. The uranium density and thermal conductivity of ATFs, such as U3Si2, UN, and UC, is higher than that of UO2; their combination with advanced cladding provides possible fuel–cladding options. An ideal combination of fuel and cladding must increase fuel performance in loss-of-coolant scenarios. The disadvantages of U3Si2, UN, and UC are their swelling rates, which are higher than that of UO2. The thermal conductivities of ATFs are approximately four times higher than that of UO2. To prevent the generation of hydrogen due to oxidation of zirconium-based alloys in contact with steam, cladding options, such as ferritic alloys, were studied. It was verified that FeCrAl alloys and SiC provide better response under severe conditions because of their thermophysical properties. The findings of this study indicate that U3Si2 and the FeCrAl fuel cladding concept should replace UO2–Zr as the fuel system of choice.

    Palavras-Chave: accident-tolerant nuclear fuels; aluminium alloys; chromium alloys; cladding; comparative evaluations; computerized simulation; f codes; fuel rods; iron alloys; loss of coolant; steady-state conditions; swelling; thermal conductivity; thermal expansion; transients; uranium carbides; uranium nitrides; uranium silicides; zircaloy

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  • IPEN-DOC 01719

    RAMANATHAN, L.V. ; COSTA, I. . The influence of tempering time and temperatures on the structure and oxidation behavior of Zr-2.5WT Nb. In: CORROSION 88, Mar. 21-25, 1988, St. Louis, Missouri, USA. 1988.

    Palavras-Chave: zircaloy; niobium alloys; tempering; oxidation; heat treatments

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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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