Made available in DSpace on 2014-10-09T12:32:19Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:29Z (GMT). No. of bitstreams: 1 01540.pdf: 2534668 bytes, checksum: a9e18afc1ec717924aa15bdb9fad2b16 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Maria Eneide de Souza Araujo (mearaujo@ipen.br) on 2015-02-20T19:46:12Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-02-20T19:46:12Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:44:30Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:57:21Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06907.pdf: 7394695 bytes, checksum: bde9c680792583e55f4754af5867fe98 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:37:40Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:21Z (GMT). No. of bitstreams: 1 05333.pdf: 6187094 bytes, checksum: f2e70bb302111d70efab851a434597e9 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:32:19Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:29Z (GMT). No. of bitstreams: 1 01540.pdf: 2534668 bytes, checksum: a9e18afc1ec717924aa15bdb9fad2b16 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Maria Eneide de Souza Araujo (mearaujo@ipen.br) on 2015-02-20T19:46:12Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-02-20T19:46:12Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A causa imediata do acidente na usina nuclear de Fukushima Daiichi de março de 2011 foi o derretimento do núcleo do reator. Durante este processo, o zircônio do revestimento do combustível reagiu com a água, produzindo uma grande quantidade de hidrogênio. Esse hidrogênio, combinado com os materiais radioativos voláteis, vazou do vaso de contenção e entrou no edifício de reator, resultando em explosões. No passado, o aço inoxidável foi utilizado como revestimento em muitos reatores de água pressurizada (PWR), e seu desempenho sob irradiação foi excelente; entretanto, o aço inoxidável foi substituído por uma liga à base de zircônio como material de revestimento, principalmente devido à sua mais baixa seção de choque de absorção de nêutrons. Hoje, o revestimento de aço inoxidável aparece novamente como uma possível solução para problemas de segurança relacionados a explosão e a produção de hidrogênio. O objetivo desta tese de doutorado é discutir o desempenho sob irradiação de varetas combustíveis usando aço inoxidável como material de revestimento. Os resultados mostram que varetas de aço inoxidável exibem temperaturas mais baixas no combustível e maiores larguras da folga pastilha-revestimento do que as varetas revestidas por Zircaloy e essa folga não fecha durante a irradiação. O desempenho térmico das duas varetas combustíveis é muito semelhante, e a penalidade de maior absorção de nêutrons em razão do uso de aço inoxidável pode ser compensada pela combinação de um pequeno aumento no enriquecimento do U-235 e modificações no tamanho do espaçamento entre as varetas combustíveis. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

The crack-tip displacement concept has been applied to austenitic steels at 25°C and in the temperature range 400-800°C. The measurement of a maximum load crack-tip displacement in a notch bend test, provided a good indication of fracture-toughness since it included a portion of slot: crack-growth. The ability of these alloys to tolerate slow crack-growth, and even to arrest cracks without becoming unstable, is of considerable engineering importance since many service failures originate at stress concentrations produced by welding of poor design. Slow crack-growth was intermittent and highly dependent upon microstructural irregularities in the immediate vicinity of the crack-tip. The stress concentration at the crack-tip could be relieved (and the fracture-toughness improved) by localized plastic deformation. The degree of stress relief depended upon the locality and proximity of the various microstructural features as determined by the alloy manufacturing process. The temperature sensitivity of the bond strengths of the various interfaces particularly in cast alloys, had a marked-effect on fracture-toughness. This may have been the result of segregation of trace elements e.g. lead to the interface. Above the equicohesive temperature, the greatest contribution to fracture-toughness was associated with the presence of large amounts of second phase particles in the boundaries. In many cases, and particularly cast alloys, more than one crack formed at the notch root. Only one of these cracks propagated to failure. Heterogeneous cracking of this kind (itself an indication of fracture-toughness), lead to difficulties in correlating an initiation C. O. D. with the macroscopic plastic properties of the material. Similar correlations were however possible with the maximum load crack opening displacement.

京都大学 / 0048 / 新制・課程博士 / 博士(エネルギー科学) / 甲第21889号 / エネ博第390号 / 新制||エネ||75(附属図書館) / 京都大学大学院エネルギー科学研究科エネルギー変換科学専攻 / (主査)教授 木村 晃彦, 教授 星出 敏彦, 教授 今谷 勝次 / 学位規則第4条第1項該当 / Doctor of Energy Science / Kyoto University / DGAM

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:25Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:42Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:54:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:42Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP