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IPEN-DOC 25755
- STEFANI, GIOVANNI L. de
; - MOREIRA, JOAO M.L.
;- MAIORINO, JOSE R.
;- ROSSI, PEDRO C.R.
. Detailed neutronic calculations of the AP1000 reactor core with the Serpent code. Progress in Nuclear Energy, v. 116, p. 95-107, 2019. DOI: 10.1016/j.pnucene.2019.03.030 Abstract: In this work we present some validation results for reactor core modeling with the Serpent code performed for the first cycle of the AP1000 reactor. The comparison with reported values of the assembly k∞ for cold zero-power condition showed a discrepancy of 0.29%. The kef for full-core static and burnup calculations of the very heterogeneous AP1000 reactor core also presented good agreement with reported values. The kef for states with uniform fuel and moderator temperature distributions showed discrepancies below 0.91%. The boron worth curve obtained from burnup calculations with the Serpent code model results reproduced very well literature results despite using uniform temperature distributions in the modeling. In addition we discuss shadowing effects among burnable absorber rods (IFBA and Pyrex) and control rods which are, together with soluble boron, the control means throughout the first cycle. For instance, the presence of 9 Pyrex rods in an assembly decreased the average reactivity worth of one IFBA rod from 147 pcm to 33 pcm; and the presence of 28 IFBA rods in an assembly decreased the average reactivity worth of one Pyrex rod from 631 pcm to 277 pcm. The reactivity worth of a black control rod reduces about 20% when 28 IFBA rods are inserted in the fuel assembly.Palavras-Chave: calculation methods; monte carlo method; reactivity; reactors; westinghouse standard reactor; fuel cells; fuel assemblies
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IPEN-DOC 08092
- CALDEIRA, A.D.
;- MARTINEZ GARCIA, R.D.
. The Psub(N) method for cell calculations of plate-type fuel assemblies.
Transportation Theory and Statistical Physics,
v. 30,
n. 2/3,
p. 239-268,
2001.
Palavras-Chave: fuel assemblies; calculation methods; multiplication factors; neutron flux; criticality; multigroup theory; numerical solution; computer codes
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IPEN-DOC 20869
- HAINOUN, A.
;- DOVAL, A.
;- UMBEHAUN, P.
; - CHATZIDAKIS, S.
;- GHAZI, N.
;- PARK, S.
;- MLADIN, M.
;- SHOKR, A.
. International benchmark study of advanced thermal hydraulic safety analysis codes against measurements on IEA-R1 research reactor. Nuclear Engineering and Design, v. 280, p. 233-250, 2014.Palavras-Chave: iear-1 reactor; benchmarks; cladding; coolants; flow rate; fuel assemblies; loss of flow; natural convection; pressure drop; safety analysis; simulation; thermal hydraulics
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IPEN-DOC 26685
- MANTECON, J.G.
; - NETO, M.M.
. Simplified CFD model of coolant channels typical of a plate-type fuel element: an exhaustive verification of the simulations.
Brazilian Journal of Radiation Sciences,
v. 7,
n. 2B,
p. 1-16,
2019.
DOI:
10.15392/bjrs.v7i2B.621
Abstract: The use of parallel plate-type fuel assemblies is common in nuclear research reactors. One of the main problems of this fuel element configuration is the hydraulic instability of the plates caused by the high flow velocities. The current work is focused on the hydrodynamic characterization of coolant channels typical of a flat-plate fuel element, using a numeri-cal model developed with the commercial code ANSYS CFX. Numerical results are compared to accurate analytical solutions, considering two turbulence models and three different fluid meshes. For this study, the results demonstrated that the most suitable turbulence model is the k- model. The discretization error is estimated using the Grid Conver-gence Index method. Despite its simplicity, this model generates precise flow predictions.
Palavras-Chave: a codes; analytical solution; computerized simulation; coolants; finite difference method; fuel assemblies; fuel elements; hydrodynamics; instability; turbulent flow
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IPEN-DOC 27183
- MAPRELIAN, EDUARDO
; - TORRES, WALMIR M.
; - BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO
; - UMBEHAUN, PEDRO E.
; - BERRETTA, JOSE R.
; - SABUNDJIAN, GAIANE
. Total and partial loss of coolant experiments in an instrumented fuel assembly of IEA-R1 research reactor.
Nuclear Engineering and Design,
v. 363,
p. 1-11,
2020.
DOI:
10.1016/j.nucengdes.2020.110610
Abstract: The safety of nuclear facilities has been a growing global concern, mainly after the Fukushima nuclear accident.
Studies on nuclear research reactor accidents such as the Loss of Coolant Accident (LOCA), many times considered
a design basis accident, are important for ensure the integrity of the plant. A LOCA may lead to the
partial or complete uncovering of the fuel assemblies and it is necessary to assure the decay heat removal as a
safety condition. This work aimed to perform, in a safe way, partial and complete uncovering experiments for an
Instrumented Fuel Assembly (IFA), in order to measure and compare the actual fuel temperatures behavior for
LOCA in similar conditions to research reactors. A test section for experimental simulation of Loss of Coolant
Accident named STAR was designed and built. The IFA was irradiated in the IEA-R1 core and positioned in the
STAR, which was totally immersed in the reactor pool. Thermocouples were installed in the IFA to measure the
clad and fluid temperatures in several axial and radial positions. Experiments were carried out for five levels of
uncovering of IFA, being one complete uncovering and four partial uncovering, in two different conditions of
decay heat. It was observed that the cases of complete uncovering of the IFA were the most critical ones, that is,
those cases presented higher clad temperatures when compared with partial uncovering cases, for the specific
conditions of heat decay intensity and dissipation analyzed. The maximum temperatures reached in all experiments
were quite below the fuel blister temperature, which is around 500 °C. The STAR has proven to be a
safe and reliable experimental apparatus for conducting loss of coolant experiments.
Palavras-Chave: computer codes; computerized simulation; data covariances; fuel assemblies; loss of coolant; natural convection; r codes; radiosensitivity effects; reactor accident simulation; research reactors; sensitivity analysis
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IPEN-DOC 27723
- TORRES, WALMIR M.
; - UMBEHAUN, PEDRO E.
; - MATTAR NETO, MIGUEL
; - BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO
; - FREITAS, ROBERTO L.
. RMB experimental program on the hydrodynamical behavior of fuel assemblies.
Brazilian Journal of Radiation Sciences,
v. 8,
n. 3A,
p. 1-12,
2020.
DOI:
10.15392/bjrs.v8i3A.1555
Abstract: The Brazilian Multipurpose Reactor - RMB is a 30 MW pool type research reactor, that uses Materials Testing Reactor - MTR type fuel assemblies. It has a 5x5 square array core with 23 fuel assemblies and two in-core irradiation positions, operating with upward flow and average velocities nearly 10 m/s in the fuel plates channels. The IEA-R1 is a 5 MW pool type research reactor, which also has a 5x5 square array core with 19 standard fuel assemblies, four control fuel assemblies and a central beryllium irradiation device. It operates with downward flow nearly 1.8 m/s in the channels. In order to verify and provide data and information about the dynamical behavior of fuel assemblies under nominal and critical conditions, the experimental circuit ORQUÍDEA is being designed. This circuit will permit upward and downward flow and dynamical behavior of the fuel assemblies and its parts will be tested and verified. Flow rate, temperature, pressure and differential pressure transducers are the instruments of the circuit. Endurance and critical flow velocity tests will be performed. The COLIBRI experimental circuit is being designed to make tests that allow the studies of the fluid-structure phenomenology of fuel plates similar to those of the RMB fuel assemblies when subjected to high flow velocities, which can induce pressure differences between the channels formed by the fuel plates. This work presents a preliminary design for the ORQUÍDEA and COLIBRI experimental circuits to be built at the Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN of the Comissão Nacional de Energia Nuclear - CNEN.
Palavras-Chave: comparative evaluations; computerized simulation; critical flow; critical velocity; experimental data; finite element method; flow rate; fuel assemblies; fuel plates; hydrodynamics; pressure range mega pa 10-100; rmb reactor; temperature range 0065-0273 k; temperature range 0400-1000 k
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IPEN-DOC 13217
- TERREMOTO, L.A.A.
; - SEERBAN, R.S.
;- ZEITUNI, C.A.
; - SILVA, J.E.R. da
; - TEIXEIRA e SILVA, A.
; - CASTANHEIRA, M.
; - LUCKI, G.
;- DAMY, M. de A.
; - TEODORO, C.A.
. A model for release of fission products from a breached fuel plate under wet storage.
Progress in Nuclear Energy,
v. 50,
p. 818-827,
2008.
Palavras-Chave: research reactors; fuel elements; fuel plates; fission products; wet storage; burnup; cesium 137; fuel assemblies; fuel element failure; iear-1 reactor; inspection; spent fuel elements; spent fuel storage
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IPEN-DOC 24804
- UMBEHAUN, PEDRO E.
; - TORRES, WALMIR M.
; - SOUZA, JOSE A.B.
; - YAMAGUCHI, MITSUO
; - SILVA, ANTONIO T. e
; - MESQUITA, ROBERTO N. de
; - SCURO, NIKOLAS L.
; - ANDRADE, DELVONEI A. de
. Thermal hydraulic analysis improvement for the IEA-R1 research reactor and fuel assembly design modification.
World Journal of Nuclear Science and Technology,
v. 8,
n. 2,
p. 54-69,
2018.
DOI:
10.4236/wjnst.2018.82006
Abstract: This paper presents the sequence of activities to improve the thermal hydraulic analysis of the IEA-R1 research reactor to operate in safe conditions after power upgrade from 2 to 5 MW and core size reduction from 30 to 24 fuel assemblies. A realistic analysis needs the knowledge of the actual operation conditions (heat flow, flow rates) beyond the geometric data and the uncertainties associated with manufacturing and measures. A dummy fuel assembly was designed and constructed to measure the actual flow rate through the core fuel assemblies and its pressure drop. First results showed that the flow distribution over the core is nearly uniform. Nevertheless, the values are below than the calculated ones and the core bypass flow rate is greater than those estimated previously. Based on this, several activities were performed to identify and reduce the bypass flow, such as reduction of the flow rate through the sample irradiators, closing some unnecessary secondary holes on the matrix plate, improvement in the primary flow rate system and better fit of the core components on the matrix plate. A sub-aquatic visual system was used as an important tool to detect some bypass flow path. After these modifications, the fuel assemblies flow rate increased about 13%. Additional tests using the dummy fuel assembly were carried out to measure the internal flow distribution among the rectangular channels. The results showed that the flow rate through the outer channels is 10% - 15% lower than the internal ones. The flow rate in the channel formed between two adjacent fuel assemblies is an estimated parameter and it is difficult to measure because this is an open channel. A new thermal hydraulic analysis of the outermost plates of the fuel assemblies takes into account all this information. Then, a fuel design modification was proposed with the reduction of 50% in the uranium quantity in the outermost fuel plates. In order to avoid the oxidation of the outermost plates by high temperature, low flow rate, a reduction of 50% in the uranium density in the same ones was shown to be adequate to solve the problem.
Palavras-Chave: thermal hydraulics; reactors; research reactors; uranium; fuel assemblies; iear-1 reactor; flow rate; loss of coolant; materials testing reactors; eccs
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IPEN-DOC 25133
- AKBARI-JEYHOUNI, REZA
;- OCHBELAGH, DARIUSH R.
;- MAIORINO, JOSE R.
;- DAURIA, FRANCESCO
;- STEFANI, GIOVANNI L. de
. The utilization of thorium in Small Modular Reactors – Part I: neutronic assessment.
Annals of Nuclear Energy,
v. 120,
p. 422-430,
2018.
DOI:
10.1016/j.anucene.2018.06.013
Abstract: This work presents a neutronic assessment to convert a Small Modular Reactor (SMR) with uranium core
to the thorium mixed oxide core with minimum possible changes in the geometry and main parameters
of SMR core. This option is due to most of SMR are designed to be strongly poisoned in the beginning of
cycle and to have a long cycle. Thorium can be used as an absorber in the beginning of the cycle and also
be used as a fertile material during the cycle, it seems to be a good option to use (Th/U)O2 as SMR’s fuel.
The main neutronic objectives of this study is achieving longer cycle length for SMR by using the minimum
possible amount of burnable poison and soluble boron in comparison with reference core. The
Korean SMART reactor as a certified design SMR has been chosen as the reference core. The calculations
have been performed by MCNP code for homogeneous and heterogeneous seed and blanket concept fuel
assemblies. The results obtained show that the heterogeneous fuel assembly is the one which gives
longer cycle length and used lower amount of burnable poison and soluble boron, and also consumes
almost the same amount of 235U.
Palavras-Chave: small modular reactors; thorium; smr reactor; m codes; feasibility studies; neutron reactions; fuel assemblies
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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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