Navegação por assunto "fuel-cladding interactions"

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  • IPEN-DOC 10606

    CASTANHEIRA, M. ; LUCKI, G.; SILVA, J.E.R. ; TERREMOTO, L.A.A. ; TEIXEIRA e SILVA, A. ; TEODORO, C.A. ; DAMY, M.A. . Avaliacao da degradacao de combustivel PWR por exames pos-irradicaco e modelagem no codigo DEGRAD-1. 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; computerized simulation; d codes; experimental data; f codes; fuel element failure; fuel rods; fuel-cladding interactions; performance testing; post-irradiation examination; radiolysis; time dependence; validation; zirconium oxides

  • IPEN-DOC 12169

    TEODORO, CELSO A. ; SILVA, JOSE E.R. da ; TERREMOTO, LUIS A.A. ; CASTANHEIRA, MYRTHES ; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO ; LUCKI, GEORGI; DAMY, MARGARET de A. . Comparison on the mechanical properties and corrosion resistance of zirlo and other zirconium alloys. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 8th/ MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 15th, Sept. 30 - Oct. 5, 2007, Santos, SP. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2007, 2007.

    Palavras-Chave: corrosion resistance; mechanical properties; zirconium alloys; fuel-cladding interactions

  • 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

  • IPEN-DOC 11218

    MUCSI, C.S. ; FARIA, R.N. ; GALEGO, E. ; ROSSI, J.L. . Consolidation of compacted zircaloy chips via vacum are melting - analysis of the electric arc. Materials Science Forum, v. 498/499, p. 258-263, 2005.

    Palavras-Chave: electric arcs; zircaloy; var control systems; fuel-cladding interactions; compacting; phase transformations; arc furnaces; melting

  • IPEN-DOC 27361

    AVELAR, ALAN M.; MOURAO, MARCELO B.; MATURANA, MARCOS; GIOVEDI, CLAUDIA; ABE, ALFREDO Y. ; PEDRASSANI, RAFAELA; SU, JIAN. On the nuclear safety improvement by post-inerting small modular reactor with stainless steel cladding. Annals of Nuclear Energy, v. 149, p. 1-8, 2020. DOI: 10.1016/j.anucene.2020.107775

    Abstract: After Fukushima Daiichi accident, the replacement of zirconium-based fuel cladding in Light Water Reactors (LWR) became one of the main challenges of the nuclear industry. Austenitic steel–clad presents some safety advantages comparing to zirconium alloys, noticeably, higher activation energy and lower enthalpy of metal-water reaction. Thus, it produces a slower hydrogen release into the containment following a postulated accident. In this study, a Loss-of-Coolant Accident (LOCA) aggravated by the complete failure of the Emergency Core Cooling System (ECCS) is analyzed for a Small Modular Reactor (SMR). Post-accident injection of inert gas into the containment is used as one of the hydrogen control systems, to enhance safety margins during Severe Accidents (SA). The inertization system is successful in complementing Passive Autocatalytic Recombiners (PAR) to perform combustible gas control.

    Palavras-Chave: radiation protection; stainless steels; hydrogen; small modular reactors; containment; accident management; fukushima accident data; zirconium; fuel-cladding interactions

  • IPEN-DOC 26367

    BERRETTA, JOSE R.; LIMA, LEONARDO S.; REIS, REGIS ; AGUIAR, AMANDA A. . PCMI effect study in the fuel rod of a PWR reactor type subjected to power ramps. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5270-5275.

    Abstract: PWR reactor type, when subjected to the power ramp regime, a mechanical interaction between the cladding and the UO2 pellet (PCMI) may occur in the fuel rod. To investigate this phenomenon were used two softwares, the first was a modified fuel performance code to verify the behavior of fuel rod with steel cladding and another to analyze structural mechanical behavior. The fuel performance code results show that there is no contact between the pellet and the cladding in the fuel rod, considering the estimated burning under normal conditions of reactor operation. Thus, it was adopted the hypothesis of the interaction pellet-cladding occurrence, generated by pellet fragmentation and relocation, and power ramp simulation conditions independent of the ramp time. The simulations results show that the fuel rod maintains its integrity under the conditions of the adopted hypothesis.

    Palavras-Chave: c codes; design; finite element method; fuel rods; fuel-cladding interactions; mechanical properties; numerical solution; pwr type reactors; stainless steels; steady-state conditions; stress intensity factors; thermal hydraulics

  • IPEN-DOC 11327

    MUCSI, CRISTIANO S. . Proposição de um processo alternativo à fusão via forno VAR para a consolidação de cavacos prensados de zircaloy e estudo do sistema dinâmico do arco elétrico. 2005. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. p. Orientador: Jesualdo Luiz Rossi.

    Palavras-Chave: arc furnaces; compacting; electric arcs; electrodes; experimental data; fuel-cladding interactions; melting; phase transformations; scanning electron microscopy; solidification; stainless steel-304; zircaloy; heat resisting alloys

  • 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

  • IPEN-DOC 13187

    ALENCAR, DONIZETE A.; SILVA JUNIOR, SILVERIO F.; MATTAR NETO, MIGUEL . Using eddy current NDT to check integrity of triga mark I fuel rods cladding. Journal of Nondestructive Testing, v. 13, n. 1, p. 1-6, 2008.

    Palavras-Chave: research reactors; eddy currents; fuel-cladding interactions; nondestructive testing; electromagnetism; calibration standards

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Autor: Maprelian

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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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