Navegação Eventos - Artigos por autor "ABE, ALFREDO Y."

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  • IPEN-DOC 24009

    GOMES, DANIEL S. ; ABE, ALFREDO Y. ; MUNIZ, RAFAEL O.R. ; GIOVEDI, CLAUDIA. Analysis of UO2-BEO fuel under transient using fuel performance 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: Recent research has appointed the need to replace the classic fuel concept, used in light water reactors. Uranium dioxide has a weak point due to the low thermal conductivity, that produce high temperatures on the fuel. The ceramic composite fuel formed of uranium dioxide (UO2), with the addition of beryllium oxide (BeO), presents high thermal conductivity compared with UO2. The oxidation of zirconium generates hydrogen gas that can create a detonation condition. One of the preferred options are the ferritic alloys formed of iron-chromium and aluminum (FeCrAl), that should avoid the hydrogen release due to oxidation. In general, the FeCrAl alloys containing 10–20Cr, 3–5Al, and 0–0.12Y in weight percent. The FeCrAl alloys should exhibit a slow oxidation kinetics due to chemical composition. Resistance to oxidation in the presence of steam is improved as a function of the content of chromium and aluminum. In this way, the thermal and mechanical properties of the UO2-BeO-10%vol, composite fuel were coupled with FeCrAl alloys and added to the fuel codes. In this work, we examine the fuel rod behavior of UO2-10%vol-BeO/FeCrAl, including a simulated transient of reactivity. The fuels behavior shown reduced temperature with UO2-BeO/Zr, UO2-BeO/FeCrAl also were compared with UO2/Zr system. The case reactivity initiated accident analyzed, reproducing the fuel rod called VA-1 using UO2/Zr alloys and compared with UO2-BeO/FeCrAl.

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  • IPEN-DOC 19235

    GIOVEDI, CLAUDIA; GOMES, DANIEL S. ; ABE, ALFREDO Y. ; SEGURA PINO, EDDY ; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO . Evaluation of fuel performance with different enrichment degrees for an experimental device. 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: aspect ratio; enrichment; experimental data; fuel rods; irradiation devices; performance; pwr type reactors; temperature dependence; volume

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  • IPEN-DOC 16872

    GIOVEDI, CLAUDIA; GOMES, DANIEL S. ; ABE, ALFREDO Y. ; HIROTA, LEANDRO T.; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO . Fuel performance evaluation for the cafe experimental device. 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: cladding; cylindrical configuration; fuel cans; fuel rods; power reactors; pwr type reactors; uranium; uranium dioxide

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  • IPEN-DOC 13400

    SANTOS, ADIMIR dos ; JEREZ, ROGERIO ; BITELLI, ULYSSES D. ; FANARO, LEDA C.C.B. ; ANDRADE e SILVA, GRACIETE S. de ; KURAMOTO, RENATO; MENDONCA, ARLINDO G. ; FUGA, RINALDO ; ABE, ALFREDO Y. ; GAUDARD, CLAIRE V.. Heavy reflector experiment in the IPEN/MB-01 reactor. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON THE PHYSICS OF REACTORS, September 14-19, 2008, Interlaken, Switzerland. Proceedings... 2008.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; reactor cores; neutron reflectors; neutron absorbers; criticality; calculation methods; monte carlo method; nuclear data collections

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  • IPEN-DOC 24014

    GOMES, DANIEL S. ; SILVA, ANTONIO T. ; ABE, ALFREDO Y. ; MUNIZ, RAFAEL O.R. ; GIOVEDI, CLAUDIA. High density fuels using dispersion and monolithic fuel. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Abstract: Fuel plates used in high-performance research reactors need to be converted to low-enrichment uranium fuel; the fuel option based on a monolithic formulation requires alloys to contain 6 – 10 wt% Mo. In this case, the fuel plates are composed of the metallic alloy U-10Mo surrounded by a thin zirconium layer encapsulated in aluminum cladding. This study reviewed the physical properties of monolithic forms. The constraints produced during the manufacturing process were analyzed and compared to those of dispersed fuel. The bonding process used for dispersion fuels differs from the techniques applied to foil bonding used for pure alloys. The quality of monolithic plates depends on the fabrication method, which usually involves hot isostatic pressing and the thermal annealing effect of residual stress, which degrades the uranium cubic phase. The preservation of the metastable phase has considerable influence on fuel performance. The physical properties of the foil fuel under irradiation are superior to those of aluminum-dispersed fuels. The fuel meat, using zirconium as the diffusion barrier, prevents the interaction layer from becoming excessively thick. The problem with dispersed fuel is breakaway swelling with a medium fission rate. It has been observed that the fuel dispersed in aluminum was minimized in monolithic forms. The pure alloys exhibited a suitable response from a rate at least twice as much as the fission rate of dispersions. The foils can support fissile material concentration combined with a reduced swelling rate.

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  • IPEN-DOC 19313

    SEGURA PINO, EDDY ; GIOVEDI, CLAUDIA; ABE, ALFREDO Y. ; SERRA, ANDRE da S.. Mechanical stress analysis for fuel rod under normal operating conditions. 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: pwr type reactors; fuel rods; cladding; austenitic steels; stainless steels; mechanical structures; stress analysis; system failure analysis; fuel integrity; reactor operation

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  • IPEN-DOC 19370

    SANTOS, ADIMIR dos ; ABE, ALFREDO Y. ; MAEDA, REINALDO M.; FUGA, RINALDO . Reactivity effect of a hevy water tank as reflector in the IPEN/MB-01 reactor. 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: ipen-mb-1 reactor; reactivity; heavy water plants; tank type reactors; neutron reflectors; reactor physics; benchmarks; monte carlo method

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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.

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  • IPEN-DOC 21150

    PINO, EDDY S. ; ABE, ALFREDO Y. ; GIOVEDI, CLAUDIA. The quest for safe and reliable fuel cladding materials. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 12th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 19th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 4th, October 4-9, 2015, São Paulo, SP. Proceedings... 2015.

    Palavras-Chave: safety; reliability; fuels; cladding; zirconium alloys; iron alloys; pwr type reactors

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Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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Ano de publicação: 2015

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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.