Navegação por assunto "pipes"

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  • IPEN-DOC 05732

    NOBREGA, P.G.B.; MIRANDA, C.A.J. ; CRUZ, J.R.B.. Analise de tensoes em tubulacoes: comparacao entre modelos com elementos finitos de tubo e de casca fina. In: 8o. SIMPOSIO BRASILEIRO SOBRE TUBULACOES E VASOS DE PRESSAO, 25-28 de setembro, 1994, Gramado, RS. 1994. p. 197-206.

    Palavras-Chave: pipes; finite element method; stress analysis

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  • IPEN-DOC 05734

    NOBREGA, P.G.B.; CRUZ, J.R.B.; MIRANDA, C.A.J. . Analise de uma tubulacao com modelos de elementos finitos de tubo e de casca fina. In: 6o. SEMINARIO DE ELEMENTOS FINITOS, 5-7 de outubro, 1994, Sao Paulo, SP. 1994.

    Palavras-Chave: pipes; stress analysis; finite element method

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  • IPEN-DOC 28646

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. . Análise de tensões do suporte "SP-22" : nova bomba B1B. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Fevereiro, 2022. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-139-00-RELT-003-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Abstract: O objetivo deste relatório técnico é documentar os resultados da: → → ANÁLISE ESTRUTURAL DO SUPORTE “SP-22” que foi instalado, por recomendação do fabricante da bomba, na tubulação do Circuito Primário do reator IEA-R1 próximo do bocal de sucção da Nova Bomba “B1-B”. Para a verificação da integridade estrutural do Suporte “SP-22” foi desenvolvido um modelo de cálculo numérico aplicando-se o seguinte procedimento: → - desenvolver desenho do suporte com modelo sólido tridimensional no programa SolidWorks; → - desenvolver, a partir do desenho 3D acima, um modelo numérico, aplicando o método dos elementos finitos com o programa de computador ANSYS; → - realizar um estudo para a seleção de uma malha de elementos finitos adequada; → - aplicar as condições de contorno ao modelo de cálculo, simulando o vinculo da estrutura do suporte com o prédio do reator. → - realizar as simulações no programa ANSYS, aplicando as cargas oriundas da análise de tensões da tubulação ao modelo de cálculo, incluindo as cargas de atrito e peso próprio; → - realizar o pós-processamento no programa ANSYS, para obter a distribuição das tensões: normal, flexão e cisalhamento. Os resultados obtidos para o suporte “SP-22” da tubulação do Circuito Primário do Reator IEA-R1, ver tabela acima, mostram o pleno atendimento aos limites do código ASME B31.1 e MSS-SP-58, para as tensões: normal, flexão, cisalhamento e combinada. A rigidez real do suporte “SP-22” foi calculada e atende os critérios, da norma WRC-353 e da prática de engenharia das usinas nucleares de Angra 1 e Angra 2, para o desacoplamento do projeto e análise estrutural do suporte de modo independente da tubulação. Deste modo, está comprovado o projeto e a integridade estrutural do suporte “SP-22” da tubulação do Circuito Primário do Reator IEA-R1.

    Palavras-Chave: pumps; stress analysis; primary coolant circuits; pipes; computer codes

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  • IPEN-DOC 21441

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. . Análise de tensões dos bocais da piscina, bombas e equipamentos conectados na tubulação do circuito primário do IEA-R1. São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, agosto, 2015. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-131-00 - RELT-002-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Palavras-Chave: stress analysis; iear-1 reactor; pipes; nozzles; pumps; primary coolant circuits

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  • IPEN-DOC 21443

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. . Análise de tensões dos suportes da tubulação do circuito primário do IEA-R1 na condição "as Built". São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, agosto, 2015. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-131-00 - RELT-004-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; pipes; stress analysis; primary coolant circuits

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  • IPEN-DOC 21442

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. . Análise de tenssões das tubulações do circuito primário do IER-R1 na condição "As Built". São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, agosto, 2015. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-131-00 - RELT-003-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; pipes; stress analysis; primary coolant circuits

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  • IPEN-DOC 05506

    CRUZ, J.R.B.; AQUINO, C.T.E.. Aplicacao da mecanica da fratura a analise de tubulacoes nucleares. In: 5o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 28 de agosto - 2 de setembro, 1994, Rio de Janeiro, RJ. 1994. p. 957-960.

    Palavras-Chave: fracture mechanics; pipes; cracks

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  • IEA-INF-51

    CASTAGNET, A.C. . Aplicacao de radioisotopos nas industrias de petroleo, gas e petroquimica. Transporte de hidrocarbonetos. 1976. p.

    Palavras-Chave: leak testing; gamma radiography; pipes; tracer techniques; welded joints

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  • IPEN-DOC 23087

    CUNTO, GABRIEL G. de . Aplicação do conceito "vazamento antes da falha" (LEAK BEFORE BREAK) em tubulações de aço 316LN soldado com metal de adição 316L / Application of Leak Before Break concept in 316LN austenitic steel pipes welded using 316L . 2017. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 102 p. Orientador: Waldemar Alfredo Monteiro. DOI: 10.11606/D.85.2017.tde-10042017-151324

    Abstract: Este trabalho apresenta um estudo prático da aplicação do conceito Leak Before Break (LBB), usualmente aplicado em usinas nucleares, em uma tubulação fabricada a partir de aço AISI 316LN soldada com a utilização de eletrodo revestido AISI 316L. O LBB é um critério fundamentado em análises de mecânica da fratura, que considera que um vazamento proveniente de uma trinca, presente em uma tubulação, possa ser detectado por sistemas de detecção de vazamento, antes que esta trinca alcance um tamanho crítico que implique na falha da tubulação. Na tubulação estudada, foram realizados ensaios mecânicos de tração e análises de Ramberg-Osgood, bem como ensaios de tenacidade à fratura para a obtenção da curva de resistência J-R do material. Os ensaios foram realizados considerando o metal base, a solda e a zona termicamente afetada (ZTA), nas temperaturas de operação de uma planta nuclear. Para as propriedades mecânicas encontradas nos ensaios foram realizadas análises de carga limite para se determinar o tamanho da trinca que cause um vazamento detectável e, também, o seu tamanho crítico que cause a falha por colapso plástico. Para o tamanho crítico de trinca encontrado na solda, região que apresentou a menor tenacidade, foram realizadas análises de Integral J e de módulo de rasgamento T, considerando falha por rasgamento dúctil. Os resultados demonstram um comportamento bem definido entre o metal base, a ZTA e a solda, onde o metal base apresenta um comportamento altamente tenaz, a solda um comportamento pouco tenaz e a ZTA apresentou propriedades mecânicas intermediárias entre o metal base e a solda. Utilizando o software PICEP, foram determinadas as curvas de taxa de vazamento versus tamanho de trinca e também o tamanho crítico da trinca, considerando análise por carga limite. Observou-se que, após certo tamanho de trinca, a taxa de vazamento do metal base é muito maior do que para a ZTA e solda, para um mesmo comprimento de trinca. Isso ocorre porque é esperado que a trinca cresça de forma mais arredondada no metal base, devido à sua maior tenacidade. O menor tamanho crítico de trinca foi encontrado para o metal base para trincas circunferenciais. Para as análises de Integral J realizadas na solda, foi demonstrado que a falha por rasgamento dúctil não ocorrerá nas condições consideradas e essa hipótese foi sedimentada pela análise de mecânica da fratura elasto-plástica (MFEL) com o uso do diagrama J/T. Dessa forma, pode-se concluir que a tubulação estudada estaria apta a ser empregada em um circuito primário de um reator que utilizasse o critério de LBB, nas condições de carregamento e geometria consideradas. Adicionalmente, concluiu-se que nessas condições apenas o modo de falha por colapso plástico é esperado.

    Palavras-Chave: mechanical properties; cracks; failures; fracture mechanics; fractures; leaks; pipes; stainless steel-316l; welding; tensile properties; elasticity; mechanical tests; materials testing; nuclear power plants

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  • IPEN-DOC 24284

    MIRANDA, CARLOS A. de J. ; MATTAR NETO, MIGUEL . Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Caixas de Passagem de Tubulação do PEB 1–5UPX. São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Janeiro, 2018. (IPEN-CEN-PSE-DRS-012-00-RELT-002-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Abstract: Neste relatório apresenta-se o texto do Parecer Técnico encaminhado ao GT-Civil da DRS para revisão dos seus demais membros, que embasará a autorização da DRS à continuidade das obras das Caixas de Passagem de Tubulação do PEB 1-5UPX, da usina de Angra 3.

    Palavras-Chave: construction; pipes; angra-3 reactor; concretes; administrative procedures; evaluation; evaluated data; tubes

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  • IPEN-DOC 24309

    CUNTO, GABRIEL G. de; ANDRADE, ARNALDO H.P. de ; MONTEIRO, WALDEMAR A. . Application of Leak-Before-Break concept in 316LN austenitic steel pipes welded using 316L. Frattura ed Integrità Strutturale, n. 41, p. 332-338, 2017. DOI: 10.3221/IGF-ESIS.41.44

    Abstract: The paper presents a study of the application of Leak-Before-Break (LBB) concept in a relatively small-diameter high energy reactor coolant line, where it is proposed type AISI 316LN to be used as base material welded with type AISI 316L coated electrode considering a pipe with diameter of 273 mm. The pipe material was characterized in terms of tensile test with Ramberg-Osgood analyses and fracture toughness tests with J-Resistance curve determination, considering base material, weld joint and heat affected zones. For the mechanical properties found in tensile tests and using the PICEP software, were determined the leak rate curves versus crack sizes, to determine the size of a detectable leakage crack, and the critical crack sizes, considering failure by plastic collapse. For the critical crack sizes found in weld, which presented the lowest toughness, J-Integral analysis was performed considering failure by tearing instability. Results show a well-defined mechanical behavior where base material has a high toughness, weld has a low toughness, and HAZ showed intermediate properties. For the load limit analysis, the lowest critical crack size was found for base material presenting circumferential cracks. For J-Integral analysis, it was demonstrated that failure by tearing instability will not occur.

    Palavras-Chave: cracks; fracture mechanics; heat affected zone; leaks; materials testing; mechanical properties; mechanical tests; nuclear power plants; pipes; stainless steel-316l; tensile properties; welding

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  • IPEN-DOC 17035

    MIRANDA, CARLOS A. de J. ; FALOPPA, ALTAIR A. ; MATTAR NETO, MIGUEL ; FAINER, GERSON . ASME stress linearization and classification - A discussion based on a case study. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd, October 24-28, 2011, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2011, 2011.

    Palavras-Chave: bending; flexural strength; nuclear power plants; pipes; primary coolant circuits; secondary coolant circuits; stress analysis; stresses

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  • IPEN-DOC 17030

    MATTAR NETO, MIGUEL ; MIRANDA, CARLOS A. de J. ; FALOPPA, ALTAIR A. ; FAINER, GERSON . ASME stress linearization and classification of a WYE piping junction. In: 2011 ANSYS CONFERENCE & ESSS USERS MEETING, November 8-11, 2011, Florianopolis, SC. Proceedings... 2011.

    Palavras-Chave: bending; flexural strength; nuclear power plants; pipes; primary coolant circuits; secondary coolant circuits; stress analysis; stresses

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  • IPEN-DOC 07635

    MATTAR NETO, M. . Assessment of maximium loads in ductile nuclear piping systems with through-wall circumferential cracks. In: CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA MECANICA, 16., 26-30 nov, 2001, Uberlandia, MG. Proceedings... 2001. p. 71-77.

    Palavras-Chave: fracture mechanics; pipes; dynamic loads; cracks; nuclear power plants

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  • IPEN-DOC 05776

    MATTAR NETO, M. ; MANESCHY, J.E.A.; NOBREGA, P.G.B.. Avaliacao da instabilidade de trincas para aplicacao dos conceitos de vazamento-antes-da-ruptura em tubulacoes. In: 8o. SIMPOSIO BRASILEIRO SOBRE TUBULACOES E VASOS DE PRESSAO, 25-28 de setembro, 1994, Gramado, RS. 1994. p. 183-189.

    Palavras-Chave: pipes; cracks; instability; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 12356

    MIRANDA, C.A.J. ; MANESCHY, J.E.A.; RODRIGUES, P.R.B.. Avaliacao da integridade estrutural de tubos de gerador de vapor de usinas nucleares - um caso pratico. In: CONGRESO IBEROAMERICANO DE INGENIERIA MECANICA, 8., 23-25 de out., 2007, Cusco, Peru. Proceedings... 2007.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; vapor generators; pipes; mechanical structures; monte carlo method

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  • IPEN-DOC 13472

    MATTAR NETO, MIGUEL ; MIRANDA, CARLOS A. de J. ; FAINER, GERSON . Avaliacao estrutural de pecas de tubulacao tipo Y, conforme o codigo ASME, section VIII, division 2. In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 5., 18-21 de agosto, 2008, Salvador, BA. Anais... 2008.

    Palavras-Chave: pipes; stresses; flexibility; finite element method; geometry

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  • IPEN-DOC 26500

    SILVA, ISRAEL G.F. da . Avaliação do desempenho de diferentes materiais de tubulação para aplicação do Leak-Before-Break (LBB) / Performance evaluation of different piping materials for application of Leak-Before-Break (LBB) . 2019. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 65 p. Orientador: Waldemar Alfredo Monteiro. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-03072019-152331

    Abstract: Fundamentado na mecânica da fratura, o conceito do Leak-Before-Break (LBB) "Vazamento Antes da Falha" considera que um vazamento proveniente de uma trinca pode ser detectado antes de alcançar um tamanho crítico que implique na falha da tubulação, ou seja, a análise do LBB demostra através de uma justificativa técnica que a probabilidade de ruptura da tubulação é extremamente baixa. Dentre os aspectos que envolvem a aplicação do LBB, os principais são: a definição das propriedades do material, que são extraídos através de ensaios à tração e à fratura; a análise do vazamento, que determina a taxa de vazamento devido à presença de uma trinca passante; e a análise que verifica se a trinca é estável considerando os modos de falha por rasgamento dúctil e por colapso plástico. Os materiais SA-508 Cl. 3, SA-106 Gr. B e SA-376-TP304 foram avaliados quanto aos seus desempenhos para o LBB. Utilizaram-se dados extraídos de casos da literatura para as propriedades dos materiais, e para a geometria e carregamentos da tubulação, todos correspondentes ao circuito primário de um reator PWR. Após aplicação do LBB, constatou-se que todos os três materiais atenderam os limites do estabelecidos na metodologia. Verificou-se que os materiais SA-508 Cl. 3 e SA-376-TP304 mostraram o melhor desempenho para falha por rasgamento dúctil e falha por colapso plástico, respectivamente, e o material SA-106 Gr. B teve o menor desempenho em ambos. Todos os três materiais apresentaram o colapso plástico como modo de falha mais provável. De uma forma generalizada, o material SA-376-TP304 obteve o melhor desempenho para o LBB dentre os três materiais avaliados neste trabalho.

    Palavras-Chave: safety engineering; reactor safety; pressure vessels; pipes; radioactivity transport; gases; oils; reactor control systems

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  • IPEN-DOC 21440

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. . Avaliação do levantamento dimensional nas tubulações e suportes do circuito primário do IEA-R1 na condição "As Built", referente à reforma do contrato no. 5292. São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, agosto, 2015. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-131-00 - RELT-001-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; pipes; contracts; primary coolant circuits

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  • IPEN-DOC 22849

    FALOPPA, ALTAIR A. ; FAINER, GERSON ; OLIVEIRA, CARLOS A. de ; MATTAR NETO, MIGUEL . Avaliação estrutural de um suporte da tubulação do sistema de refrigeração do reator nuclear de pesquisa IPEN IEA-R1. In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 9., 21-25 de agosto, 2016, Fortaleza, CE. Anais... 2016.

    Abstract: Este trabalho apresenta a avaliação estrutural de um suporte da tubulação do Circuito Primário do reator nuclear de pesquisa do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN. O reator IEA-R1 é um reator nuclear de pesquisa projetado pela Babcox-Wilcox que opera no IPEN desde 1957. Um programa de modernização tem sido conduzido nos últimos 25 anos, e uma série de modificações foram implementadas, especialmente no sistema de refrigeração do reator. Entre as modificações mais recentes está a troca de componentes do sistema de refrigeração, tais como: bombas, trocadores de calor e tubulação, além da reforma dos sistemas de tratamento e re-tratamento de água. Este conjunto de equipamentos, divididos em sistema primário e secundário, é responsável pela circulação da água no núcleo do reator para a retirada de calor gerado pela fissões nucleares do U-235. A substituição parcial da tubulação do Circuito Primário do reator IEA-R1, realizada em 2014, resultou em alterações nos suportes existentes e no desenvolvimento de um novo tipo de suporte para a tubulação. O objetivo deste trabalho é apresentar o modelo de cálculo aplicado à avaliação estrutural deste novo suporte sob as diversas condições de carregamentos aplicáveis.

    Palavras-Chave: pipes; reactors; mechanical properties; supports; cooling systems

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Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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Ano de publicação: 2015

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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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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.

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