Navegação Eventos - Artigos 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 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-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 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 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 24177

    PEREIRA, LUIZ A.T. ; ROSSI, JESUALDO L. . The recycling through melting machining chips, preliminary results. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Abstract: PWR (Pressurized Water Reactor) reactors employ as nuclear fuel UO2 pellets packed in zirconium alloy tubes, called cladding. In the manufacture of the tubes, machining chips are generated which cannot be discarded, since the recycling of this material is strategic in terms of nuclear technology, legislation, economics and the environment. These nuclear alloys are very expensive and are not produced in Brazil and are imported for the manufacture of nuclear fuel. In this work, it will examined methods not yet studied to recycle Zircaloy chips using electron beam furnace in order to obtain ingots. In addition, it is intended to carry out the melting of new Zircaloy alloys, from the melting of zirconium sponge obtained in IPEN and imported and Zircaloy bars. The mechanical properties and the present phases of the material should be determined, as well as, the characterization of the microstructures by optical microscopy. This work, therefore, aims at the creation of a new line of research where methods will be approached to recycle the Zircaloy chips and to reduce in 30 times the volume by means of melting the enormous amount of material stored in the form of machining chips, being able to do others components for nuclear or chemical industry use, as well as conducting basic development research.

    Palavras-Chave: deformation; electron beam furnaces; mechanical properties; melting; microstructure; optical microscopy; recycling; zircaloy 4; zirconium alloys

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  • IPEN-DOC 07194

    LOBO, R.M. ; PAES de ANDRADE, A.H. . Transformacoes microestruturais no zircaloy-4. In: CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 8.; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, 12., 15-20 out, 2000, Rio de Janeiro, RJ. Anais... Rio de Janeiro: ABEN, 2000, 2000.

    Palavras-Chave: zircaloy 4; microstructure; crystal-phase transformations; precipitation; rolling; cold working; thermomechanical treatments; microhardness; fuel cans; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 18579

    MENDES, NARAYAMA M.F.; DUVAIZEM, JOSE H.; BRESSIANI, ANA H.A. ; TAKIISHI, HIDETOSHI . Utilização do zircaloy-4 em ligas Ti-13Nb-13Zr para aplicação como biomaterial. In: CONGRESSO LATINO AMERICANO DE ÓRGÃOS ARTIFICIAIS E BIOMATERIAIS 7., 22-25 de agosto, 2012, Natal, RN. Proceedings... 2012.

    Palavras-Chave: biological materials; zircaloy 4; titanium alloys; niobium alloys; residues; recycling; hydrogenation; dehydrogenation; powder metallurgy; x-ray diffraction; scanning electron microscopy

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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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