Navegação Eventos - Artigos por Autores IPEN "ABE, A."

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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


  • IPEN-DOC 08690

    ABE, A. ; YAMAGUCHI, M. ; SANTOS, A.; MENDONCA, A.G. . Avaliacao do sistema SCALE 4.4a no Reator IPEN/MB-01. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; NATIONAL MEETING OF REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 13th, Aug. 11-16, 2002, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Rio de Janeiro: ABEN, 2002, 2002.

    Palavras-Chave: zero power reactors; ipen-mb-1 reactor; criticality; s codes; computer codes; evaluated data; validation


  • IPEN-DOC 10781

    SANTOS, A.; ABE, A. ; ANDRADE e SILVA, G.S. ; FANARO, L.C.C.B. ; YAMAGUCHI, M. ; FUGA, R. ; JEREZ, R. . Uma contribuicao brasileira para o International Handbook of Evaluiation Criticality Safety Benchmark Experiments. 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: aluminium oxides; benchmarks; boron carbides; burnable poisons; criticality; experimental data; fuel pins; ipen-mb-1 reactor; multiplication factors; reactor safety; temperature dependence


  • IPEN-DOC 08689

    ABE, A. ; ANGIOLETTO, E.; PASQUALETTO, H.; FUGA, R. ; JEREZ, R. . Experimento do vazio local no reator IPEN/MB-01. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; NATIONAL MEETING OF REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 13th, Aug. 11-16, 2002, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Rio de Janeiro: ABEN, 2002, 2002.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; reactivity coefficients; void coefficient; experimental data; computer codes; computer calculations; comparative evaluations


  • IPEN-DOC 26904

    GIOVEDI, C.; MARTINS, M.R.; ABE, A. ; MUNIZ, R.O.R. ; GOMES, D.S. ; SILVA, A.T. . Fuel performance assessment of enhanced accident tolerant fuel using iron-based alloys as cladding. In: TOPFUEL, 30 September - 04 October, 2018, Prague, Czech Republic. Proceedings... Brussels, Belgium: European Nuclear Society, 2018.

    Abstract: In the framework of the Enhanced Accident Tolerant Fuel (EATF) program, one important tool to assess the behaviour of new materials under irradiation is the use of fuel performance codes. For this, it is necessary to modify conventional fuel performance codes to introduce the properties of the materials to be studied. The aim of this paper is to present some preliminary results obtained using modified versions of the FRAPCON code adapted to evaluate the performance as cladding of two different types of iron-based alloys as cladding: stainless steel (AISI 348), and FeCrAl alloy, including a preliminary sensitivity analysis. The results obtained using the modified versions of the codes were compared to those obtained for zirconium-based alloys using the original code version. The results have shown and confirmed that iron-based alloys are one of the promising candidates to be used as EATF cladding in PWR.


  • IPEN-DOC 27614

    BITELLI, U.D. ; COELHO, P.R.P. ; FERREIRA, P.S.B. ; ALVES, M.A.P.; SILVA, A.A. ; SANTOS, A. ; DINIZ, R. ; JEREZ, R. ; FUGA, R. ; FANARO, L.C.C.B. ; KURAMOTO, R. ; ABE, A. ; LAMBIASI, B. ; GIADA, M.; FER, N.; MARTINS, F. ; MURA, L. ; SANTOS, D.F. ; AREDES, V. ; MAEDA, R.; GONNELI, E. ; SILVA, A.F.P.; PURGATO, R. ; GONÇALVES, L.B. ; SILVA, G.S.A. ; PINTO, L. ; SOUZA, G.. Main experiments performed at the IPEN/MB-01 RR using UO2 fuel rods core. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON RESEARCH REACTORS: ADDRESSING CHALLENGES AND OPPORTUNITIES TO ENSURE EFFECTIVENESS AND SUSTAINABILITY, November 25-29, 2019, Buenos Aires, Argentina. Proceedings... Vienna, Austria: International Atomic Energy Agency, 2020.

    Abstract: This paper aims to show the main experimental utilization of the IPEN/MB-01 zero power reactor during the last 30 years with 3663 operations cycles. The IPEN/MB-01 reactor it was mainly used to validation of calculation methodology used in nuclear reactor cores design.


  • 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


  • IPEN-DOC 10782

    ABE, A. ; FUGA, R. ; JEREZ, R. . Utilização do material aço inox como barra de controle do reator IPEN/MB-01. 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: calibration; control elements; experimental data; fuel assemblies; ipen-mb-1 reactor; neutron absorbers; reactivity insertions; reactor cores; stainless steel-304


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Buscar os artigos apresentados em um evento internacional de 2015, sobre loss of coolant, do autor Maprelian.

Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

Tipo de publicação: Texto completo de evento

Ano de publicação: 2015

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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.