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    Artigo IPEN-doc 28210
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    Artigo IPEN-doc 26855
    Reactivity initiated accident assessment for ATF cladding materials
    2020 - GIOVEDI, C.; MARTINS, M.R.; ABE, A.; REIS, R.; SILVA, A.T.
    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).
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    Artigo IPEN-doc 26367
    PCMI effect study in the fuel rod of a PWR reactor type subjected to power ramps
    2019 - BERRETTA, JOSE R.; LIMA, LEONARDO S.; REIS, REGIS; AGUIAR, AMANDA A.
    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.
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    Tese IPEN-doc 26098
    Desenvolvimento de um programa computacional para análise do desempenho sob irradiação de placas combustíveis monolíticas de urânio-molibdênio em reatores de potência
    2019 - REIS, REGIS
    O objetivo deste trabalho é desenvolver um programa computacional para a análise do desempenho de placas de combustível monolíticas de urânio-molibdênio quando submetidas a condições operacionais de regime permanente em reatores refrigerados a água leve pressurizada. Como resultado deste esforço, foi desenvolvido o programa computacional PADPLAC-UMo, o qual realiza análise térmica e mecânica em placas de combustível monolíticas de urânio-molibdênio levando em consideração os fenômenos físicos, químicos e os efeitos da irradiação aos quais essas placas de combustível se encontram submetidas em condições operacionais de regime permanente. O programa PADPLAC-UMo foi desenvolvido de acordo com a técnica de programação estruturada e utilizando a linguagem de programação FORTRAN 2003. A verificação dos resultados obtidos pelo programa foi realizada por meio da comparação dos resultados fornecidos pelo código com dados obtidos por meio da literatura, que se mostraram extremamente escassos. Devido a este fato, a verificação do código foi complementada por meio de cálculos analíticos e de dados fornecidos por simulações computacionais executadas com o programa de elementos finitos ANSYS. A verificação dos resultados fornecidos pelo código mostrou que os modelos implementados até o presente momento fornecem resultados compatíveis com os dados obtidos por meio de cálculos analíticos e por simulações computacionais com o do programa ANSYS.
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    Artigo IPEN-doc 24016
    Analysis of the behavior under irradiation of high burnup nuclear fuels with the computer programs FRAPCON and FRAPTRAN
    2017 - REIS, REGIS; SILVA, ANTONIO T. e
    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).
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    Dissertação IPEN-doc 20163
    Análise do comportamento sob irradiação do combustível nuclear a altas queimas com os programas computacionais FRAPCON e FRAPTRAN
    2014 - REIS, REGIS
    O objetivo deste trabalho é verificar a validade e a acurácia dos resultados fornecidos pelos programas computacionais FRAPCON-3.4a e FRAPTRAN-1.4, utilizados no processo de simulação do comportamento de varetas combustíveis de reatores a água leve pressurizada PWR (Pressurized Water Reactor), sob situações operacionais de regimes permanente e transiente, em condições de alta queima (high burnup). Para realizar a verificação, foi utilizada a base de dados FUMEX-III, que fornece dados relativos a experimentos realizados com diversos tipos de combustíveis nucleares, submetidos a diversas condições operacionais. Através dos resultados obtidos nas simulações computacionais com os programas FRAPCON-3.4a e FRAPTRAN-1.4 e da sua comparação com os dados experimentais da base FUMEX-III, foi possível constatar que os programas empregados possuem um boa capacidade de predizer o comportamento operacional de varetas combustíveis de PWR em regime permanente a altas queimas e sob condição de transiente inicializado por reatividade (Reactivity Initiated Accident RIA).