Alicia Denis | Universidad de Buenos Aires (original) (raw)
Papers by Alicia Denis
Se presentan los códigos PLACA/DPLACA desarrollados para la descripción del comportamiento bajo i... more Se presentan los códigos PLACA/DPLACA desarrollados para la descripción del comportamiento bajo irra-diación de elementos combustibles del tipo de los utilizados en reactores nucleares de investigación. PLACA en sus dos versiones, simula combustibles monolíticos y dispersos, respectivamente. Reúnen una treintena de modelos teóricos o empíricos interrelacionados y mutuamente dependientes, por lo que uno de los desafíos es obtener un funcionamiento armónico del conjunto. Ambos códigos fueron empleados para simular diversas historias de irradiación. La comparación entre los resultados calculados y los datos experimentales demuestra que los modelos utilizados y el acoplamiento entre ellos son adecuados, permitiendo una simulación detallada de la evolución dentro del reactor de los parámetros físicos más relevantes de un elemento combustible del tipo placa.Peer Reviewe
Mecánica Computacional, Nov 23, 2018
ha desarrollado un modelo de densificación de pastillas combustibles bajo irradiación y por efect... more ha desarrollado un modelo de densificación de pastillas combustibles bajo irradiación y por efecto térmico con resultados preliminares alentadores. El modelo se basa en el principio de difusión de defectos puntuales desde distintas fuentes térmicas y de irradiación hacia los defectos cristalinos como dislocaciones, bordes de granos y poros que actúan como sumideros. Su formulación requiere de una gran cantidad de parámetros, como los coeficientes de difusión de las especies involucradas, la distribución inicial de poros de fabricación, los tipos de poros, la temperatura del combustible, entre otros. Algunos de los parámetros seleccionados son variables operacionales, mientras que otros dependen tanto del material como de las condiciones a las que está sometida la pastilla. En este trabajo se presenta un análisis que permite evaluar la respuesta del modelo en distintos escenarios al variar parámetros seleccionados. Además, a partir de datos experimentales obtenidos de la literatura abierta se ajustan dichos parámetros y se observa que 92 % de los experimentos simulados para los casos térmicos y un 67% de los casos con radiación presentan un buen acuerdo. El próximo paso de este trabajo consistirá en incorporar el modelo al código DIONISIO, que ha sido desarrollado íntegramente por este grupo de trabajo.
Anales AFA, 2014
En este trabajo se presenta una expresión que describe la conductividad térmica del dióxido de Ur... more En este trabajo se presenta una expresión que describe la conductividad térmica del dióxido de Uranio con agregado de Gadolinio, teniendo en cuenta la degradación inducida por el quemado alcanzado en el reactor a lo largo del ciclo de operación. El modelo propuesto es comparado con datos experimentales de conductividad e implementado en el código DIONISIO, a fin de calcular el perfil de temperatura en una pastilla de combustible nuclear.
Se estudiaron algunas de las interacciones quimicas que pueden ocurrir a muy altas temperaturas e... more Se estudiaron algunas de las interacciones quimicas que pueden ocurrir a muy altas temperaturas entre los materiales que componen el nucleo de un reactor de potencia. Se analizaron los problemas de difusion y frontera movil asociados a esas interacciones. Se desarrollaron modelos para describir algunas de esas interacciones, en particular entre Zircaloy (aleacion de base Zr de uso nuclear) y vapor de agua, entre Zircaloy y dioxido de uranio, entre Zircaloy e Inconel (aleacion de base Ni) y entre Zircaloy y acero inoxidable. Algunos de estos problemas fueron resueltos en forma anaitica y otros, como el de la interaccion UO2/Zry/H2O, se calculo en forma numerica usando un esquema de calculo por diferencias finitas en coordenadas cilindricas desarrollado para el caso. La comparacion entre los resultados calculados tanto analitica como numericamente muestra un excelente ajuste.
Nuclear Engineering and Design, 2021
Abstract When zirconium-based materials are subjected to irradiation, dimensional changes occur d... more Abstract When zirconium-based materials are subjected to irradiation, dimensional changes occur due to irradiation creep and growth. Predicting the behavior of these phenomena is necessary to determine the maximum time of operation required to avoid possible mechanical problems, such as buckling of sheaths, cracks, sheath-cooling channel contact, etc. In this work, a model to evaluate the irradiation growth based on the evolution of microstructural defects such as dislocations and point defects is presented. Preliminary results obtained are in good agreement with experimental data. In addition, the model was incorporated as a new subroutine within the nuclear fuel code DIONISIO and some comparisons with experimental data and previous models in DIONISIO are presented.
La Seccion Codigos y Modelos de la CNEA ha desarrollado un modelo que permite evaluar la evolucio... more La Seccion Codigos y Modelos de la CNEA ha desarrollado un modelo que permite evaluar la evolucion de la porosidad en pastillas combustibles sometidas a condiciones de irradiacion y a tratamien tos de recocidos isotermicos obteniendo buenos resultados preliminares. En este trabajo se presenta la incorporacion del modelo de densificacion como subrutina del codigo DIONISIO. Esto permite tener en cuenta el fuerte gradiente termico que se desarrolla en la pastilla, la dilatacion termica y el swelling debido a la acumulacion de productos solidos y gaseosos de fision, entre otros fenomenos. Para tener en cuenta los tratamientos de recocidos se realizo un nuevo modulo denominado DIONISIO FEM. Este modul o permite evaluar los cambios dimensionales que sufre un combustible considerando la densificacion, el crecimiento de grano y la dilatacion termica a partir de una historia termica determinada. Los resultados obtenidos con DIONISIO permiten una descripcion mas realista de la densificacion.
La literatura relacionada con hidrogeno en aceros contiene suficiente evidencia para invalidar el... more La literatura relacionada con hidrogeno en aceros contiene suficiente evidencia para invalidar el analisis de la permanencia de hidrogeno como un fenomeno simple de difusion. Una descripcion mas adecuada supone que los atomos de hidrogeno se mueven al azar de acuerdo con la primera ley de Fick pero que la red contiene ciertos sitios llamados trampas donde son capturados o demorados. Esto se expresa con una modificacion de la segunda ley de Fick y con otra ecuacion diferencial de primer orden que describe la poblacion de hidrogeno atrapado. Este sistema de ecuaciones diferenciales no lineales admite solucion analitica en ciertos casos particulares, algunos de los cuales se encuentran en la literatura. En este trabajo se resuelven dichas ecuaciones numericamente y se dan las soluciones analiticas en algunos casos interesantes. Para describir las trampas se introducen dos parametros: uno de ellos (a) mide la maxima concentracion de hidrogeno capaz de saturar las trampas y el otro (b), ...
En los ultimos anos se ha incrementado el interes mundial en la prediccion y evaluacion de distin... more En los ultimos anos se ha incrementado el interes mundial en la prediccion y evaluacion de distintos escenarios de accidente en los reactores nucleares de potencia, En particular, los producidos por la perdida parcial o total del refrigerante del nucleo del reactor (Loss Of Coolant Accident-LOCA) se encuentran entre los mas severos. En estas condiciones, el sistema registra una caida de presion y/o una disminucion marcada en la velocidad de circulacion del refrigerante, por lo que el calor acumulado en las barras combustibles debe ser disipado en condiciones de refrigeracion defectuosas. En este trabajo se ha desarrollado un modelo que permite analizar y cuantificar el comportamiento del fluido refrigerante para caracterizar la termo hidraulica del canal en funcion de la presion del sistema, la velocidad y el flujo del fluido. El modelo cuantifica, las fracciones de vapor y el flujo de calor critico (CHF) en el caso de altos flujos de calor con desprendimiento de la ebullicion nucle...
Revista Internacional De Metodos Numericos Para Calculo Y Diseno En Ingenieria, 2007
Se presentan los codigos PLACA/DPLACA desarrollados para la descripcion del comportamiento bajo i... more Se presentan los codigos PLACA/DPLACA desarrollados para la descripcion del comportamiento bajo irra-diacion de elementos combustibles del tipo de los utilizados en reactores nucleares de investigacion. PLACA en sus dos versiones, simula combustibles monoliticos y dispersos, respectivamente. Reunen una treintena de modelos teoricos o empiricos interrelacionados y mutuamente dependientes, por lo que uno de los desafios es obtener un funcionamiento armonico del conjunto. Ambos codigos fueron empleados para simular diversas historias de irradiacion. La comparacion entre los resultados calculados y los datos experimentales demuestra que los modelos utilizados y el acoplamiento entre ellos son adecuados, permitiendo una simulacion detallada de la evolucion dentro del reactor de los parametros fisicos mas relevantes de un elemento combustible del tipo placa.
Annals of Nuclear Energy, 2021
Ultrafast transient absorption spectroscopy is used to investigate sub-nanosecond exciton dynamic... more Ultrafast transient absorption spectroscopy is used to investigate sub-nanosecond exciton dynamics in Cd x Hg (1Àx) Te alloy colloidal quantum dots. A bleach was observed at the band gap due to state-filling, the mono-exponential decay of which had a characteristic lifetime of 91 ± 1 ps and was attributed to biexciton recombination; no evidence of surface-related trapping was observed. The rise time of the bleach, which is determined by the rate at which hot electrons cool to the band-edge, ranged between 1 and 5 ps depending on the pump photon energy. Measuring the magnitude of the bleach decay for different pump fluences and wavelengths allowed the quantum yield of multiple exciton generation to be determined, and was 115 ± 1% for pump photons with energy equivalent to 2.6 times the band gap.
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2019
DIONISIO is a computer code designed to simulate the behavior of one nuclear fuel rod during its ... more DIONISIO is a computer code designed to simulate the behavior of one nuclear fuel rod during its permanence within the reactor. Starting from the power history and the external conditions to which the rod is subjected, the code predicts all the meaningful variables of the system. Its application range has been recently extended to include accidental conditions, in particular the so-called loss of coolant accidents (LOCA). In order to make realistic predictions, the conditions in the rod environment have been taken into account since they represent the boundary conditions with which the differential equations describing the fuel phenomena are solved. Without going into the details of the thermal-hydraulic modeling, which is the task of the specific codes, a simplified description of the conditions in the cooling channel during a LOCA event has been developed and incorporated as a subroutine of DIONISIO. This has led to an improvement of the fuel behavior simulation, which is evidence...
Journal of Nuclear Materials, 2018
The dimensional changes of a nuclear fuel in operation are strongly determined by two opposite ef... more The dimensional changes of a nuclear fuel in operation are strongly determined by two opposite effects. One of them is due to contraction of the as-fabricated pores, giving place to densification which is evident during the first stages of irradiation. This effect is counteracted by the swelling phenomenon provoked by the fission products that progressively accumulate in the fuel material. A model to evaluate the changes in fuel pellets porosity due to radiation and thermal effects taking into account the point defects flow to and from the pores is presented. A simplification of the model to assess the progress of porosity in isothermal re-sintering tests is also given. Simulations are compared with experimental data measured on UO 2 fuel pellets with a variety of microstructures at different temperatures and radiation conditions, attaining a good agreement.
Nuclear Engineering and Design, 2017
The PLACA code was originally built to simulate monolithic plate fuels contained in a metallic cl... more The PLACA code was originally built to simulate monolithic plate fuels contained in a metallic cladding, with a gap in between. The international program of high density fuels was recently oriented to the development of a plate-type fuel of a uranium rich alloy with a molybdenum content between 6 to 10 w%, without gap and with a Zircaloy cladding. To give account of these fuels, the DPLACA code was elaborated as a modification of the original code. The extension of the calculation tool to disperse fuels involves a detailed study of the properties and models (still in progress). Of special interest is the material formed by UMo particles dispersed in an Al matrix. This material has appeared as a candidate fuel for high flux research reactors. However, the interaction layer that grows around the particles has a deleterious effect on the material performance in operation conditions and may represent a limit for its applicability. A number of recent experiments carried out on this material provide abundant information that allows testing of the numerical models. Introducción La primera generación de reactores de investigación del tipo conocido como MTR comienza a operar en 1952. Emplea combustibles placa constituidos por aleaciones de Uranio-Aluminio que consisten básicamente de intermetálicos de UAl 2 y UAl 3 dispersos en matriz de Aluminio. Estos combustibles requieren un alto enriquecimiento, 90%, en el isótopo U 235. En busca de combustibles que permitiesen una mayor cantidad de uranio en los años 60 comienzan a utilizarse óxidos de uranio dispersos en aluminio, el más común de ellos U 3 O 8-Al, que aumenta de 30 a 50 % la densidad de uranio. A partir de 1978 en todo el mundo y a instancias el gobierno de USA, se propone la conversión de todos los combustibles en reactores de investigación en uso a combustible con Uranio de bajo enriquecimiento (<20% de U 235), por el peligro de manipular material radiactivo para uso bélico, en el marco del programa denominado Reduced Enrichment for Research and Test Reactors (RERTR) [1. De los muchos combustibles utilizados en reactores de investigacion, los candidatos para reemplazar los de alto enriquecimiento fueron los sistemas UAl X-Al, U 3 O 8-Al y UZrH X , que para 1978 poseían densidades de uranio de 1.3, 1.7 y 0.5 g-U/cm 3 respectivamente. En principio se buscó llevar esas densidades a los valores más altos posibles dentro del programa de desarrollo de combustible LEU (Low Enrichment Uranium) de alta densidad. Fueron elevadas hasta 2.3 g-U/cm 3 para UAl X-Al, 3.2 g-U/cm 3 para U 3 O 8-Al y 3.7 g-U/cm 3 para UZrH X. Posteriormente, los combustibles de siliciuros LEU, que utilizan partículas de U 3 Si 2 dispersas en Aluminio, permitieron alcanzan densidades de uranio de 4.8g/cm 3. Como resultado de este esfuerzo, cerca de 40 reactores fueron convertidos o construidos utilizando combustibles LEU. Sin embargo, esas densidades continuan siendo bajas para reactores de muy alto flujo. De este modo da comienzo la búsqueda de un combustible nuevo, más denso, que contenga al menos 8-9 g U/cm 3 , empleando una aleación diferente. La Tabla 1 muestra, a modo de ejemplo, algunas aleaciones posibles y sus respectivas densidades.
Http Digital Bl Fcen Uba Ar, 1992
Quiero agradecer muycalurosamente a todos aquellos que me han prestado su ayuda para realizar est... more Quiero agradecer muycalurosamente a todos aquellos que me han prestado su ayuda para realizar este trabajo. En primer lugar al Dr. EduardoGarcia que dirigió mi trabajo desde que me inicié en la profesión, orientándolo y enriquecien dolo y poniendo en ello gran dedicación, camaradería y afecto. A la Dra. Rosa Piotrkowski, con quien compartimos la tarea cotidiana además de una entrañable amistad, que meaportó sus su gerencias precisas para la revisión final de este trabajo. Al Lic. Julio Kovacsque brindó a nuestro grupo su inestima ble aporte en temas de matemática y de computación. Al Lic. Edgardo Moyanopor las fructíferas discusiones en temas de cálculo numérico. Al Departamento Materiales al que pertenecía cuando comencé este trabajo y al DepartamentoCombustibles Nucleares al que per tenezco actualmente, por habermefacilitado las instalaciones. Mi gratitud a mis compañeros de trabajo de ambos departamentos por la colaboración que siempre me brindaron. A mi familia, por su comprensión y constante estimulo. Por último, mi permanente recuerdo a la Lic. Aida Wilhelm, querida amiga que nos dejó hace ya más de dos años, con quien ha biamos iniciado el proyecto del doctorado. Su inagotable espiritu de lucha me contagió el vigor que necesitaba para iniciar esta tarea.
Nuclear Engineering and Design, 2015
Abstract The version 2.0 of the DIONISIO code, that incorporates diverse new aspects, has been re... more Abstract The version 2.0 of the DIONISIO code, that incorporates diverse new aspects, has been recently developed. One of them is referred to the code architecture that allows taking into account the axial variation of the conditions external to the rod. With this purpose, the rod is divided into a number of axial segments. In each one the program considers the system formed by a pellet and the corresponding cladding portion and solves the numerous phenomena that take place under the local conditions of linear power and coolant temperature, which are given as input parameters. To do this a bi-dimensional domain in the r–z plane is considered where cylindrical symmetry and also symmetry with respect to the pellet mid-plane are assumed. The results obtained for this representative system are assumed valid for the complete segment. The program thus produces in each rod section the values of the temperature, stress, strain, among others as outputs, as functions of the local coordinates r and z . Then, the general rod parameters (internal rod pressure, amount of fission gas released, pellet stack elongation, etc.) are evaluated. Moreover, new calculation tools designed to extend the application range of the code to high burnup, which were reported elsewhere, have also been incorporated to DIONISIO 2.0 in recent times. With these improvements, the code results are compared with some 33 experiments compiled in the IFPE data base, that cover more than 380 fuel rods irradiated up to average burnup levels of 40–60 MWd/kgU. The results of these comparisons, which are presented here, reveal the good quality of the simulations.
En este trabajo se presenta un modelo para la conductividad térmica de una material compuesto com... more En este trabajo se presenta un modelo para la conductividad térmica de una material compuesto como el utilizado para la construcción de combustibles tipo placa para reactores de investigación. El mismo se incluye en un código computacional denominado DPLACA que simula el comportamiento de dichos combustibles en operación. Los resultados se comparan con datos experimentales y con modelos teóricos incluidos
Materials Science Forum, 1993
Annals of Nuclear Energy, 2014
In this paper we summarize all the models included in the latest version of the DIONISIO code rel... more In this paper we summarize all the models included in the latest version of the DIONISIO code related to the high burnup scenario. Due to the extension of nuclear fuels permanence under irradiation, physical and chemical modifications are developed in the fuel material, especially in the external corona of the pellet. The codes devoted to simulation of the rod behaviour under irradiation need to introduce modifications and new models in order to describe those phenomena and be capable to predict the behaviour in all the range of a general pressurized water reactor. A complex group of subroutines has been included in the code in order to predict the radial distribution of power density, burnup, concentration of diverse nuclides and porosity within the pellet. The behaviour of gadolinium as burnable poison also is modelled into the code. The results of some of the simulations performed with DIONISIO are presented to show the good agreement with the data selected for the FUMEX I/II/III exercises, compiled in the NEA data bank.
Se presentan los códigos PLACA/DPLACA desarrollados para la descripción del comportamiento bajo i... more Se presentan los códigos PLACA/DPLACA desarrollados para la descripción del comportamiento bajo irra-diación de elementos combustibles del tipo de los utilizados en reactores nucleares de investigación. PLACA en sus dos versiones, simula combustibles monolíticos y dispersos, respectivamente. Reúnen una treintena de modelos teóricos o empíricos interrelacionados y mutuamente dependientes, por lo que uno de los desafíos es obtener un funcionamiento armónico del conjunto. Ambos códigos fueron empleados para simular diversas historias de irradiación. La comparación entre los resultados calculados y los datos experimentales demuestra que los modelos utilizados y el acoplamiento entre ellos son adecuados, permitiendo una simulación detallada de la evolución dentro del reactor de los parámetros físicos más relevantes de un elemento combustible del tipo placa.Peer Reviewe
Mecánica Computacional, Nov 23, 2018
ha desarrollado un modelo de densificación de pastillas combustibles bajo irradiación y por efect... more ha desarrollado un modelo de densificación de pastillas combustibles bajo irradiación y por efecto térmico con resultados preliminares alentadores. El modelo se basa en el principio de difusión de defectos puntuales desde distintas fuentes térmicas y de irradiación hacia los defectos cristalinos como dislocaciones, bordes de granos y poros que actúan como sumideros. Su formulación requiere de una gran cantidad de parámetros, como los coeficientes de difusión de las especies involucradas, la distribución inicial de poros de fabricación, los tipos de poros, la temperatura del combustible, entre otros. Algunos de los parámetros seleccionados son variables operacionales, mientras que otros dependen tanto del material como de las condiciones a las que está sometida la pastilla. En este trabajo se presenta un análisis que permite evaluar la respuesta del modelo en distintos escenarios al variar parámetros seleccionados. Además, a partir de datos experimentales obtenidos de la literatura abierta se ajustan dichos parámetros y se observa que 92 % de los experimentos simulados para los casos térmicos y un 67% de los casos con radiación presentan un buen acuerdo. El próximo paso de este trabajo consistirá en incorporar el modelo al código DIONISIO, que ha sido desarrollado íntegramente por este grupo de trabajo.
Anales AFA, 2014
En este trabajo se presenta una expresión que describe la conductividad térmica del dióxido de Ur... more En este trabajo se presenta una expresión que describe la conductividad térmica del dióxido de Uranio con agregado de Gadolinio, teniendo en cuenta la degradación inducida por el quemado alcanzado en el reactor a lo largo del ciclo de operación. El modelo propuesto es comparado con datos experimentales de conductividad e implementado en el código DIONISIO, a fin de calcular el perfil de temperatura en una pastilla de combustible nuclear.
Se estudiaron algunas de las interacciones quimicas que pueden ocurrir a muy altas temperaturas e... more Se estudiaron algunas de las interacciones quimicas que pueden ocurrir a muy altas temperaturas entre los materiales que componen el nucleo de un reactor de potencia. Se analizaron los problemas de difusion y frontera movil asociados a esas interacciones. Se desarrollaron modelos para describir algunas de esas interacciones, en particular entre Zircaloy (aleacion de base Zr de uso nuclear) y vapor de agua, entre Zircaloy y dioxido de uranio, entre Zircaloy e Inconel (aleacion de base Ni) y entre Zircaloy y acero inoxidable. Algunos de estos problemas fueron resueltos en forma anaitica y otros, como el de la interaccion UO2/Zry/H2O, se calculo en forma numerica usando un esquema de calculo por diferencias finitas en coordenadas cilindricas desarrollado para el caso. La comparacion entre los resultados calculados tanto analitica como numericamente muestra un excelente ajuste.
Nuclear Engineering and Design, 2021
Abstract When zirconium-based materials are subjected to irradiation, dimensional changes occur d... more Abstract When zirconium-based materials are subjected to irradiation, dimensional changes occur due to irradiation creep and growth. Predicting the behavior of these phenomena is necessary to determine the maximum time of operation required to avoid possible mechanical problems, such as buckling of sheaths, cracks, sheath-cooling channel contact, etc. In this work, a model to evaluate the irradiation growth based on the evolution of microstructural defects such as dislocations and point defects is presented. Preliminary results obtained are in good agreement with experimental data. In addition, the model was incorporated as a new subroutine within the nuclear fuel code DIONISIO and some comparisons with experimental data and previous models in DIONISIO are presented.
La Seccion Codigos y Modelos de la CNEA ha desarrollado un modelo que permite evaluar la evolucio... more La Seccion Codigos y Modelos de la CNEA ha desarrollado un modelo que permite evaluar la evolucion de la porosidad en pastillas combustibles sometidas a condiciones de irradiacion y a tratamien tos de recocidos isotermicos obteniendo buenos resultados preliminares. En este trabajo se presenta la incorporacion del modelo de densificacion como subrutina del codigo DIONISIO. Esto permite tener en cuenta el fuerte gradiente termico que se desarrolla en la pastilla, la dilatacion termica y el swelling debido a la acumulacion de productos solidos y gaseosos de fision, entre otros fenomenos. Para tener en cuenta los tratamientos de recocidos se realizo un nuevo modulo denominado DIONISIO FEM. Este modul o permite evaluar los cambios dimensionales que sufre un combustible considerando la densificacion, el crecimiento de grano y la dilatacion termica a partir de una historia termica determinada. Los resultados obtenidos con DIONISIO permiten una descripcion mas realista de la densificacion.
La literatura relacionada con hidrogeno en aceros contiene suficiente evidencia para invalidar el... more La literatura relacionada con hidrogeno en aceros contiene suficiente evidencia para invalidar el analisis de la permanencia de hidrogeno como un fenomeno simple de difusion. Una descripcion mas adecuada supone que los atomos de hidrogeno se mueven al azar de acuerdo con la primera ley de Fick pero que la red contiene ciertos sitios llamados trampas donde son capturados o demorados. Esto se expresa con una modificacion de la segunda ley de Fick y con otra ecuacion diferencial de primer orden que describe la poblacion de hidrogeno atrapado. Este sistema de ecuaciones diferenciales no lineales admite solucion analitica en ciertos casos particulares, algunos de los cuales se encuentran en la literatura. En este trabajo se resuelven dichas ecuaciones numericamente y se dan las soluciones analiticas en algunos casos interesantes. Para describir las trampas se introducen dos parametros: uno de ellos (a) mide la maxima concentracion de hidrogeno capaz de saturar las trampas y el otro (b), ...
En los ultimos anos se ha incrementado el interes mundial en la prediccion y evaluacion de distin... more En los ultimos anos se ha incrementado el interes mundial en la prediccion y evaluacion de distintos escenarios de accidente en los reactores nucleares de potencia, En particular, los producidos por la perdida parcial o total del refrigerante del nucleo del reactor (Loss Of Coolant Accident-LOCA) se encuentran entre los mas severos. En estas condiciones, el sistema registra una caida de presion y/o una disminucion marcada en la velocidad de circulacion del refrigerante, por lo que el calor acumulado en las barras combustibles debe ser disipado en condiciones de refrigeracion defectuosas. En este trabajo se ha desarrollado un modelo que permite analizar y cuantificar el comportamiento del fluido refrigerante para caracterizar la termo hidraulica del canal en funcion de la presion del sistema, la velocidad y el flujo del fluido. El modelo cuantifica, las fracciones de vapor y el flujo de calor critico (CHF) en el caso de altos flujos de calor con desprendimiento de la ebullicion nucle...
Revista Internacional De Metodos Numericos Para Calculo Y Diseno En Ingenieria, 2007
Se presentan los codigos PLACA/DPLACA desarrollados para la descripcion del comportamiento bajo i... more Se presentan los codigos PLACA/DPLACA desarrollados para la descripcion del comportamiento bajo irra-diacion de elementos combustibles del tipo de los utilizados en reactores nucleares de investigacion. PLACA en sus dos versiones, simula combustibles monoliticos y dispersos, respectivamente. Reunen una treintena de modelos teoricos o empiricos interrelacionados y mutuamente dependientes, por lo que uno de los desafios es obtener un funcionamiento armonico del conjunto. Ambos codigos fueron empleados para simular diversas historias de irradiacion. La comparacion entre los resultados calculados y los datos experimentales demuestra que los modelos utilizados y el acoplamiento entre ellos son adecuados, permitiendo una simulacion detallada de la evolucion dentro del reactor de los parametros fisicos mas relevantes de un elemento combustible del tipo placa.
Annals of Nuclear Energy, 2021
Ultrafast transient absorption spectroscopy is used to investigate sub-nanosecond exciton dynamic... more Ultrafast transient absorption spectroscopy is used to investigate sub-nanosecond exciton dynamics in Cd x Hg (1Àx) Te alloy colloidal quantum dots. A bleach was observed at the band gap due to state-filling, the mono-exponential decay of which had a characteristic lifetime of 91 ± 1 ps and was attributed to biexciton recombination; no evidence of surface-related trapping was observed. The rise time of the bleach, which is determined by the rate at which hot electrons cool to the band-edge, ranged between 1 and 5 ps depending on the pump photon energy. Measuring the magnitude of the bleach decay for different pump fluences and wavelengths allowed the quantum yield of multiple exciton generation to be determined, and was 115 ± 1% for pump photons with energy equivalent to 2.6 times the band gap.
Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 2019
DIONISIO is a computer code designed to simulate the behavior of one nuclear fuel rod during its ... more DIONISIO is a computer code designed to simulate the behavior of one nuclear fuel rod during its permanence within the reactor. Starting from the power history and the external conditions to which the rod is subjected, the code predicts all the meaningful variables of the system. Its application range has been recently extended to include accidental conditions, in particular the so-called loss of coolant accidents (LOCA). In order to make realistic predictions, the conditions in the rod environment have been taken into account since they represent the boundary conditions with which the differential equations describing the fuel phenomena are solved. Without going into the details of the thermal-hydraulic modeling, which is the task of the specific codes, a simplified description of the conditions in the cooling channel during a LOCA event has been developed and incorporated as a subroutine of DIONISIO. This has led to an improvement of the fuel behavior simulation, which is evidence...
Journal of Nuclear Materials, 2018
The dimensional changes of a nuclear fuel in operation are strongly determined by two opposite ef... more The dimensional changes of a nuclear fuel in operation are strongly determined by two opposite effects. One of them is due to contraction of the as-fabricated pores, giving place to densification which is evident during the first stages of irradiation. This effect is counteracted by the swelling phenomenon provoked by the fission products that progressively accumulate in the fuel material. A model to evaluate the changes in fuel pellets porosity due to radiation and thermal effects taking into account the point defects flow to and from the pores is presented. A simplification of the model to assess the progress of porosity in isothermal re-sintering tests is also given. Simulations are compared with experimental data measured on UO 2 fuel pellets with a variety of microstructures at different temperatures and radiation conditions, attaining a good agreement.
Nuclear Engineering and Design, 2017
The PLACA code was originally built to simulate monolithic plate fuels contained in a metallic cl... more The PLACA code was originally built to simulate monolithic plate fuels contained in a metallic cladding, with a gap in between. The international program of high density fuels was recently oriented to the development of a plate-type fuel of a uranium rich alloy with a molybdenum content between 6 to 10 w%, without gap and with a Zircaloy cladding. To give account of these fuels, the DPLACA code was elaborated as a modification of the original code. The extension of the calculation tool to disperse fuels involves a detailed study of the properties and models (still in progress). Of special interest is the material formed by UMo particles dispersed in an Al matrix. This material has appeared as a candidate fuel for high flux research reactors. However, the interaction layer that grows around the particles has a deleterious effect on the material performance in operation conditions and may represent a limit for its applicability. A number of recent experiments carried out on this material provide abundant information that allows testing of the numerical models. Introducción La primera generación de reactores de investigación del tipo conocido como MTR comienza a operar en 1952. Emplea combustibles placa constituidos por aleaciones de Uranio-Aluminio que consisten básicamente de intermetálicos de UAl 2 y UAl 3 dispersos en matriz de Aluminio. Estos combustibles requieren un alto enriquecimiento, 90%, en el isótopo U 235. En busca de combustibles que permitiesen una mayor cantidad de uranio en los años 60 comienzan a utilizarse óxidos de uranio dispersos en aluminio, el más común de ellos U 3 O 8-Al, que aumenta de 30 a 50 % la densidad de uranio. A partir de 1978 en todo el mundo y a instancias el gobierno de USA, se propone la conversión de todos los combustibles en reactores de investigación en uso a combustible con Uranio de bajo enriquecimiento (<20% de U 235), por el peligro de manipular material radiactivo para uso bélico, en el marco del programa denominado Reduced Enrichment for Research and Test Reactors (RERTR) [1. De los muchos combustibles utilizados en reactores de investigacion, los candidatos para reemplazar los de alto enriquecimiento fueron los sistemas UAl X-Al, U 3 O 8-Al y UZrH X , que para 1978 poseían densidades de uranio de 1.3, 1.7 y 0.5 g-U/cm 3 respectivamente. En principio se buscó llevar esas densidades a los valores más altos posibles dentro del programa de desarrollo de combustible LEU (Low Enrichment Uranium) de alta densidad. Fueron elevadas hasta 2.3 g-U/cm 3 para UAl X-Al, 3.2 g-U/cm 3 para U 3 O 8-Al y 3.7 g-U/cm 3 para UZrH X. Posteriormente, los combustibles de siliciuros LEU, que utilizan partículas de U 3 Si 2 dispersas en Aluminio, permitieron alcanzan densidades de uranio de 4.8g/cm 3. Como resultado de este esfuerzo, cerca de 40 reactores fueron convertidos o construidos utilizando combustibles LEU. Sin embargo, esas densidades continuan siendo bajas para reactores de muy alto flujo. De este modo da comienzo la búsqueda de un combustible nuevo, más denso, que contenga al menos 8-9 g U/cm 3 , empleando una aleación diferente. La Tabla 1 muestra, a modo de ejemplo, algunas aleaciones posibles y sus respectivas densidades.
Http Digital Bl Fcen Uba Ar, 1992
Quiero agradecer muycalurosamente a todos aquellos que me han prestado su ayuda para realizar est... more Quiero agradecer muycalurosamente a todos aquellos que me han prestado su ayuda para realizar este trabajo. En primer lugar al Dr. EduardoGarcia que dirigió mi trabajo desde que me inicié en la profesión, orientándolo y enriquecien dolo y poniendo en ello gran dedicación, camaradería y afecto. A la Dra. Rosa Piotrkowski, con quien compartimos la tarea cotidiana además de una entrañable amistad, que meaportó sus su gerencias precisas para la revisión final de este trabajo. Al Lic. Julio Kovacsque brindó a nuestro grupo su inestima ble aporte en temas de matemática y de computación. Al Lic. Edgardo Moyanopor las fructíferas discusiones en temas de cálculo numérico. Al Departamento Materiales al que pertenecía cuando comencé este trabajo y al DepartamentoCombustibles Nucleares al que per tenezco actualmente, por habermefacilitado las instalaciones. Mi gratitud a mis compañeros de trabajo de ambos departamentos por la colaboración que siempre me brindaron. A mi familia, por su comprensión y constante estimulo. Por último, mi permanente recuerdo a la Lic. Aida Wilhelm, querida amiga que nos dejó hace ya más de dos años, con quien ha biamos iniciado el proyecto del doctorado. Su inagotable espiritu de lucha me contagió el vigor que necesitaba para iniciar esta tarea.
Nuclear Engineering and Design, 2015
Abstract The version 2.0 of the DIONISIO code, that incorporates diverse new aspects, has been re... more Abstract The version 2.0 of the DIONISIO code, that incorporates diverse new aspects, has been recently developed. One of them is referred to the code architecture that allows taking into account the axial variation of the conditions external to the rod. With this purpose, the rod is divided into a number of axial segments. In each one the program considers the system formed by a pellet and the corresponding cladding portion and solves the numerous phenomena that take place under the local conditions of linear power and coolant temperature, which are given as input parameters. To do this a bi-dimensional domain in the r–z plane is considered where cylindrical symmetry and also symmetry with respect to the pellet mid-plane are assumed. The results obtained for this representative system are assumed valid for the complete segment. The program thus produces in each rod section the values of the temperature, stress, strain, among others as outputs, as functions of the local coordinates r and z . Then, the general rod parameters (internal rod pressure, amount of fission gas released, pellet stack elongation, etc.) are evaluated. Moreover, new calculation tools designed to extend the application range of the code to high burnup, which were reported elsewhere, have also been incorporated to DIONISIO 2.0 in recent times. With these improvements, the code results are compared with some 33 experiments compiled in the IFPE data base, that cover more than 380 fuel rods irradiated up to average burnup levels of 40–60 MWd/kgU. The results of these comparisons, which are presented here, reveal the good quality of the simulations.
En este trabajo se presenta un modelo para la conductividad térmica de una material compuesto com... more En este trabajo se presenta un modelo para la conductividad térmica de una material compuesto como el utilizado para la construcción de combustibles tipo placa para reactores de investigación. El mismo se incluye en un código computacional denominado DPLACA que simula el comportamiento de dichos combustibles en operación. Los resultados se comparan con datos experimentales y con modelos teóricos incluidos
Materials Science Forum, 1993
Annals of Nuclear Energy, 2014
In this paper we summarize all the models included in the latest version of the DIONISIO code rel... more In this paper we summarize all the models included in the latest version of the DIONISIO code related to the high burnup scenario. Due to the extension of nuclear fuels permanence under irradiation, physical and chemical modifications are developed in the fuel material, especially in the external corona of the pellet. The codes devoted to simulation of the rod behaviour under irradiation need to introduce modifications and new models in order to describe those phenomena and be capable to predict the behaviour in all the range of a general pressurized water reactor. A complex group of subroutines has been included in the code in order to predict the radial distribution of power density, burnup, concentration of diverse nuclides and porosity within the pellet. The behaviour of gadolinium as burnable poison also is modelled into the code. The results of some of the simulations performed with DIONISIO are presented to show the good agreement with the data selected for the FUMEX I/II/III exercises, compiled in the NEA data bank.