Navegação 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

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  • IPEN-DOC 09343

    ABE, A. ; YAMAGUCHI, M. ; SANTOS, A.; MENDONCA, A.G. . Avaliacao do sistema SCALE 4.4a no Reator IPEN/MB-01. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 4, n. 2, p. 245-252, 2002.

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

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  • 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

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  • 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

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  • IPEN-DOC 09341

    ABE, A. ; ANGIOLETTO, E.; PASQUALETTO, H.; FUGA, R. ; JEREZ, R. . Experimento do vazio local no reator IPEN/MB-01. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 4, n. 2, p. 421-427, 2002.

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

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  • 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

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  • 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.

    Palavras-Chave: iron base alloys; accident-tolerant nuclear fuels; fuel-cladding interactions

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  • 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.

    Palavras-Chave: fuel rods; reactor cores; reactor design; uranium dioxide; validation

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  • IPEN-DOC 27926

    GIOVEDI, C.; ABE, A. ; MUNIZ, R.O.R. ; GOMES, D.S. ; SILVA, A.T. ; MARTINS, M.R.. Modification of fuel performance code to evaluate iron-based alloy behavior under LOCA scenario. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 9, n. 2A, p. 1-14, 2021. DOI: 10.15392/bjrs.v9i2A.393

    Abstract: Accident tolerant fuels (ATF) has been studied since the Fukushima Daiichi accident in the research efforts to develop new materials which under accident scenarios could maintain the fuel rod integrity for a longer period compared to the cladding and fuel system usually utilized in Pressurized Water Reactors (PWR). The efforts have been focused on new materials applied as cladding, then iron-base alloys appear as a possible candidate. The aim of this paper is to implement modifications in FRAPCON and FRAPTRAN fuel performance codes to evaluate the behavior of iron-based alloys under Loss-of-Coolant Accident (LOCA) scenario. For this, initially the properties related to the thermal and mechanical behavior of iron-based alloys were obtained from the literature, appropriately adapted and introduced in the fuel performance code subroutines. The adopted approach was step by step modifications, where different versions of the code were created. The assessment of the implemented modification was carried out simulating an experiment available in the open literature (IFA-650.5) related to zirconium-based alloy fuel rods submitted to LOCA conditions. The obtained results for the iron-based alloy were compared to those obtained using the regular version of the fuel performance code for zircaloy-4. The obtained results have shown that the most important properties to be changed are those from the subroutines related to the mechanical properties of the cladding. The results obtained have shown that the burst is observed at a longer time for fuel rods with iron-based alloy, indicating the potentiality of this material to be used as cladding with ATF purposes.

    Palavras-Chave: ; stainless steel-348; accident-tolerant nuclear fuels; fuel rods; iron alloys; computerized simulation; f codes; loss of coolant; pwr type reactors

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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 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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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.

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