Nuclear reactor control engineering.

Includes bibliography.

Analysis of essential nuclear reactor materials /

Mode of access: Internet.

Principles of nuclear reactor engineering,

Bibliographical footnotes.

International commercial nuclear reactor safety : hearing before the Subcommittee on Nuclear Regulation of the Committee on Environment and Public Works, United States Senate, One Hundred Second Congress, first session ....

"November 21, 1991" -- Pt. 2.

Reactor structural materials: engineering properties as affected by nuclear reactor service,

Includes bibliography.

High stress monitoring of prestressing tendons in nuclear concrete vessels using fibre-optic sensors

Maintaining the structural health of prestressed concrete nuclear containments is a key element in ensuring nuclear reactors are capable of meeting their safety requirements. This paper discusses the attachment, fabrication and characterisation of optical fibre strain sensors suitable for the prestress monitoring of irradiated steel prestressing tendons. The all-metal fabrication and welding process allowed the instrumented strand to simultaneously monitor and apply stresses up to 1300 MPa (80% of steel's ultimate tensile strength). There were no adverse effects to the strand's mechanical properties or integrity. After sensor relaxation through cyclic stress treatment, strain transfer between the optical fibre sensors and the strand remained at 69%. The fibre strain sensors could also withstand the non-axial forces induced as the strand was deflected around a 4.5 m bend radius. Further development of this technology has the potential to augment current prestress monitoring practices, allowing distributed measurements of short- and long-term prestress losses in nuclear prestressed-concrete vessels. © 2014 Elsevier B.V.

Rauhan atomi, sodan koodi : Suomalaisen atomivoimaratkaisun teknopolitiikka 1955-1970

This dissertation investigates the atomic power solution in Finland between 1955 - 1970. During these years a national arrangement for atomic energy technology evolved. The foundations of the Finnish atomic energy policy; the creation of basic legislation and the first governmental bodies, were laid between 1955 - 1965. In the late 1960's, the necessary technological and political decisions were made in order to purchase the first commercial nuclear reactor. A historical narration of this process is seen in the international context of "atoms for peace" policies and Cold War history in general. The geopolitical position of Finland made it necessary to become involved in the balanced participation in international scientific-technical exchange and assistive nuclear programs. The Paris Peace Treaty of 1947 categorically denied Finland acquisition of nuclear weapons. Accordingly, from the "Geneva year" of 1955, the emphasis was placed on peaceful purposes for atomic energy as well as on the education of national professionals in Finland. An initiative for the governmental atomic energy commission came from academia but the ultimate motive behind it was an anticipated structural change in the supply of national energy. Economically exploitable hydro power resources were expected to be built within ten years and atomic power was seen as a promising and complementing new energy technology. While importing fuels like coal was out of the question, because of scarce foreign currency, domestic uranium mineral deposits were considered as a potential source of nuclear fuel. Nevertheless, even then nuclear energy was regarded as just one of the possible future energy options. In the mid-1960 s a bandwagon effect of light water reactor orders was witnessed in the United States and soon elsewhere in the world. In Finland, two separate invitations for bids for nuclear reactors were initiated. This study explores at length both their preceding grounds and later phases. An explanation is given that the parallel, independent and nearly identical tenders reflected a post-war ideological rivalry between the state-owned utility Imatran Voima and private energy utilities. A private sector nuclear power association Voimayhdistys Ydin represented energy intensive paper and pulp industries and wanted to have free choice instead of being associated themselves with "the state monopoly" in energy pricing. As a background to this, a decisive change had started to happen within Finnish energy policy: private and municipal big thermal power plants became incorporated into the national hydro power production system. A characteristic phenomenon in the later history is the Soviet Union s effort to bid for the tender of Imatran Voima. A nuclear superpower was willing to take part in competition but not on a turnkey basis as Imatran Voima had presumed. As a result of many political turns and four years of negotiations the first Finnish commercial light water reactor was ordered from the East. Soon after this the private nuclear power group ordered its reactors from Sweden. This work interprets this as a reasonable geopolitical balance in choosing politically sensitive technology. Conceptually, social and political dimensions of new technology are emphasised. Negotiations on the Finnish atomic energy program are viewed as a cooperation and a struggle, where state-oriented and private-oriented regimes pose their own macro level views and goals (technopolitical imaginaries) and defend and advance their plans and practical modes of action (schemata). Here, not only technologists but even political actors are seen to contribute to technopolitical realisations.

Microstructural Features of Hot Deformed Nb-1Zr-0.1C Alloy

Niobium-based alloys are well-established refractory materials; as a result of their high melting temperature and good creep properties, these alloys find their applications in nuclear reactors. The present study deals with a microstructural response of these materials during hot working. The evolution of microstructure and texture during high-temperature deformation has been investigated in the temperature range 1500-1700A degrees C and strain rate range of 0.001-0.1 s(-1). For each deformed sample, the microstructure has been examined in detail. The microstructural features clearly revealed the formation of a substructure and the occurrence of dynamic recrystallization in a proper temperature-strain rate window. At low strain rates, the necklace structure formation was more prominent.

Condições de contorno albedo para cálculos globais de reatores nucleares térmicos com o modelo de ordenadas discretas a dois grupos de energia

Como eventos de fissão induzida por nêutrons não ocorrem nas regiões nãomultiplicativas de reatores nucleares, e.g., moderador, refletor, e meios estruturais, essas regiões não geram potência e a eficiência computacional dos cálculos globais de reatores nucleares pode portanto ser aumentada eliminando os cálculos numéricos explícitos no interior das regiões não-multiplicativas em torno do núcleo ativo. É discutida nesta dissertação a eficiência computacional de condições de contorno aproximadas tipo albedo na formulação de ordenadas discretas (SN) para problemas de autovalor a dois grupos de energia em geometria bidimensional cartesiana. Albedo, palavra de origem latina para alvura, foi originalmente definido como a fração da luz incidente que é refletida difusamente por uma superfície. Esta palavra latina permaneceu como o termo científico usual em astronomia e nesta dissertação este conceito é estendido para reflexão de nêutrons. Este albedo SN nãoconvencional substitui aproximadamente a região refletora em torno do núcleo ativo do reator, pois os termos de fuga transversal são desprezados no interior do refletor. Se o problema, em particular, não possui termos de fuga transversal, i.e., trata-se de um problema unidimensional, então as condições de contorno albedo, como propostas nesta dissertação, são exatas. Por eficiência computacional entende-se analisar a precisão dos resultados numéricos em comparação com o tempo de execução computacional de cada simulação de um dado problema-modelo. Resultados numéricos para dois problemas-modelo com de simetria são considerados para ilustrar esta análise de eficiência.

Uma percepção geográfica dos riscos do empreendimento termonuclear sobre a comunidade da Vila do Frade, Angra dos Reis, RJ

A comunidade da Vila do Frade encontra-se localizada a 5 km de distância em linha reta do reator da central Nuclear almirante Álvaro Alberto, angra dos Reis, RJ. Possui uma população heterogênea, miscigenada por intensos processos de migração ocorridos a partir da década de 1960 em busca das oportunidades de emprego oferecidos pela industrialização local. Ao longo do tempo, parte dessa população assumiu o risco de morar próximo a um reator nuclear, e por isso, migrou em direção as ofertas de emprego oferecidas pelas atividades da central nuclear. Porém, outra parte da população, já residente na região antes da instalação dos reatores nucleares, foi obrigada a conviver com os riscos ou a migrar. À medida que as transformações territoriais avançaram pelas diferentes áreas do município passaram a expor a sociedade local a riscos nunca antes experimentados. Entendido como um processo ou o produto da frequência de ocorrência de um evento no tempo, o risco pode ser assumido, gerenciado ou negligenciado. Dessa forma, a presente pesquisa buscou, através de um estudo empírico, compreender como os diferentes agentes sociais locais convivem com os riscos da atividade nuclear. Foi objetivo da pesquisa a análise da concepção do conceito e da condição de risco por parte dos diferentes agentes sociais constituintes da comunidade da Vila do Frade, Angra dos Reis. Além disso, foi discutido o papel do Estado no processo do ordenamento territorial local. Para tal, uma metodologia baseada no estudo da percepção ambiental dos diferentes agentes sociais locais foi elaborada. As atividades foram precedidas de um levantamento bibliográfico capaz de dar suporte as investigações, além disso, foram realizadas entrevistas quantitativas e qualitativas com as diferentes representações sociais local. As entrevistas quantitativas foram organizadas num banco de dados e utilizadas para compor uma caracterização da população local no que se refere aos conhecimentos necessários para a aplicação do plano de emergência externo da central nuclear. As entrevistas qualitativas foram organizadas num questionário semiestruturado, composto por perguntas abertas e fechadas, e tiveram como objetivo geral uma compreensão da influência da central nuclear nos processos de desenvolvimento humano local. Para a maioria dos entrevistados a falta de um instrumental metodológico capaz de abranger com maior eficiência todas as áreas, classes sociais da comunidade da Vila do Frade e levar com clareza as questões que se colocam dentro do plano de emergência externo são apontados como o principal fator de risco existente na região.

Determinação por ultrassom de constantes elásticas de pastilhas de alumina utilizadas em varetas combustíveis de reatores nucleares.

Pastilhas de dióxido de urânio (UO2) são empregadas como combustível nos reatores nucleares de potência, onde as condições operacionais introduzem elevados gradientes térmicos nas pastilhas. Potências elevadas propiciam a fusão da parte central das pastilhas. O inchamento das pastilhas de dióxido de urânio (UO2), decorrente dos produtos de fissão, pode causar o trincamento do material, em função disso, o estudo do seu comportamento mecânico é importante. Esse trabalho avaliou a aplicação de método ultrassônico na obtenção de constantes elásticas. Em função das dificuldades no manuseio do material nuclear, optou-se por um estudo comparativo em pastilhas de alumina (Al2O3). Foram fabricados e usados dois conjuntos de 10 pastilhas de Al2O3 com densidades de 92% e 96%. Foi desenvolvida técnica ultrassônica por transmissão obtendo medidas do tempo de percurso de ondas ultrassônicas, longitudinais e transversais, usadas para a determinação das constantes elásticas do material. Equações relacionando a velocidade da onda ultrassônica ao módulo de elasticidade, módulo de cisalhamento e coeficiente de Poisson, permitiram obter essas constantes elásticas, que apresentaram excelente concordância com a literatura disponível para o Al2O3.

Condições de contorno tipo albedo para cálculos globais de reatores nucleares com o modelo de dois grupos de energia na formulação de transporte SN em geometria bidimensional cartesiana

Os eventos de fissão nuclear, resultados da interação dos nêutrons com os núcleos dos átomos do meio hospedeiro multiplicativo, não estão presentes em algumas regiões dos reatores nucleares, e.g., moderador, refletor, e meios estruturais. Nesses domínios espaciais não há geração de potência nuclear térmica e, além disso, comprometem a eficiência computacional dos cálculos globais de reatores nucleares. Propomos nesta tese uma estratégia visando a aumentar a eficiência computacional dessas simulações eliminando os cálculos numéricos explícitos no interior das regiões não-multiplicativas (baffle e refletor) em torno do núcleo ativo. Apresentamos algumas modelagens e discutimos a eficiência da aplicação dessas condições de contorno aproximadas tipo albedo para uma e duas regiões nãomultiplicativas, na formulação de ordenadas discretas (SN) para problemas de autovalor a dois grupos de energia em geometria bidimensional cartesiana. A denominação Albedo, palavra de origem latina para alvura, foi originalmente definida como a fração da luz incidente que é refletida difusamente por uma superfície. Esta denominação latina permaneceu como o termo científico usual em astronomia e, nesta tese, este conceito é estendido para reflexão de nêutrons. Estas condições de contorno tipo albedo SN não-convencional substituem aproximadamente as regiões de baffle e refletor no em torno do núcleo ativo do reator, desprezando os termos de fuga transversal no interior dessas regiões. Se o problema, em particular, não possui termos de fuga transversal, i.e., trata-se de um problema unidimensional, então as condições de contorno albedo, como propostas nesta tese, são exatas. Por eficiência computacional entende-se a análise da precisão dos resultados numéricos em comparação com o tempo de execução computacional de cada simulação de um dado problema-modelo. Resultados numéricos considerando dois problemas-modelo com de simetria são considerados para ilustrar esta análise de eficiência.

Toward ubiquitous environmental gas sensors—capitalizing on the promise of graphene

Atomically thin sheets of carbon known as “graphene” have captured the imagination of much of the scientific world during the past few years. Although these single sheets of graphite were under our noses for years—within technologies ranging from the humble pencil, which has been around since at least 1565 (Petroski, H. The Pencil: A History of Design and Circumstance; Alfred A. Knopf: New York, 1993), to modern nuclear reactors—graphene was merely considered as part of graphite’s crystal structure until 2004, when Novoselov, Geim, and colleagues (Science 2004, 306, 666−669) first presented some of the surprising electrical properties of graphene layers they had isolated by mechanically peeling sheets off graphite crystals. Today, graphene’s unique electronic structures and properties, bolstered by other intriguing properties discovered in the intervening years, threaten the dominance of carbon nanotubes, a more mature allotrope of carbon, in potential applications from electronics to sensors. In this review, we will consider the promise of graphene for producing small-scale gas sensors for environmental monitoring.

Comportamento da adição do carbeto de nióbio (nBC) na matriz metálica do aço ferrítico 15kH2mfa

The 15Kh2MFA steel is a kind of Cr-Mo-V family steels and can be used in turbines for energy generation, pressure vessels, nuclear reactors or applications where the range of temperature that the material works is between 250 to 450°C. To improve the properties of these steels increasing the service temperature and the thermal stability is add a second particle phase. These particles can be oxides, carbides, nitrites or even solid solution of some chemical elements. On this way, this work aim to study the effect of addition of 3wt% of niobium carbide in the metallic matrix of 15Kh2MFA steel. Powder metallurgy was the route employed to produce this metallic matrix composite. Two different milling conditions were performed. Condition 1: milling of pure 15Kh2MFA steel and condition 2: milling of 15Kh2MFA steel with addition of niobium carbide. A high energy milling was carried out during 5 hours. Then, these two powders were sintered in a vacuum furnace (10-4torr) at 1150 and 1250°C during 60 minutes. After sintering the samples were normalized at 950°C per 3 minutes followed by air cooling to obtain a desired microstructure. Results show that the addition of niobium carbide helps to mill faster the particles during the milling when compared with that steel without carbide. At the sintering, the niobium carbide helps to sinter increasing the density of the samples reaching a maximum density of 7.86g/cm³, better than the melted steel as received that was 7,81g/cm³. In spite this good densification, after normalizing, the niobium carbide don t contributed to increase the microhardness. The best microhardness obtained to the steel with niobium carbide was 156HV and to pure 15Kh2MFA steel was 212HV. It happened due when the niobium carbide is added to the steel a pearlitic structure was formed, and the steel without niobium carbide submitted to the same conditions reached a bainitic structure