Navegação por assunto "pwr type reactors"

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  • IPEN-DOC 26098

    REIS, REGIS . Desenvolvimento de um programa computacional para análise do desempenho sob irradiação de placas combustíveis monolíticas de urânio-molibdênio em reatores de potência / Development of a computer code for performance analysis of monolithic uranium-molybdenum fuel plates under irradiation in power reactors . 2019. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - São Paulo. 139 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. DOI: 10.11606/T.85.2019.tde-25102019-165805

    Abstract: O objetivo deste trabalho é desenvolver um programa computacional para a análise do desempenho de placas de combustível monolíticas de urânio-molibdênio quando submetidas a condições operacionais de regime permanente em reatores refrigerados a água leve pressurizada. Como resultado deste esforço, foi desenvolvido o programa computacional PADPLAC-UMo, o qual realiza análise térmica e mecânica em placas de combustível monolíticas de urânio-molibdênio levando em consideração os fenômenos físicos, químicos e os efeitos da irradiação aos quais essas placas de combustível se encontram submetidas em condições operacionais de regime permanente. O programa PADPLAC-UMo foi desenvolvido de acordo com a técnica de programação estruturada e utilizando a linguagem de programação FORTRAN 2003. A verificação dos resultados obtidos pelo programa foi realizada por meio da comparação dos resultados fornecidos pelo código com dados obtidos por meio da literatura, que se mostraram extremamente escassos. Devido a este fato, a verificação do código foi complementada por meio de cálculos analíticos e de dados fornecidos por simulações computacionais executadas com o programa de elementos finitos ANSYS. A verificação dos resultados fornecidos pelo código mostrou que os modelos implementados até o presente momento fornecem resultados compatíveis com os dados obtidos por meio de cálculos analíticos e por simulações computacionais com o do programa ANSYS.

    Palavras-Chave: fuel elements; fuel plates; uranium-molybdenum fuels; fuel systems; renormalization; burnup; failed element monitors; pwr type reactors; computerized simulation; computer codes; irradiation procedures; radiation quality; reactor safety; materials testing reactors; mechanical tests; thermal testing; experiment results; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 08695

    OLIVEIRA, J.R.; SOARES, A.J. . Desenvolvimento de um programa computacional para estudo do sistema de controle do reator em plantas PWR. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; NATIONAL MEETING OF REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 13th, Aug. 11-16, 2002, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Rio de Janeiro: ABEN, 2002, 2002.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; reactor control systems; computer codes; power; transients; computerized simulation

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  • IPEN-DOC 13812

    ARONNE, IVAN D. . Desenvolvimento de um sistema de identificacao e classificacao de transientes para um reator nuclear a agua pressurizada integral / Development of a transient identification and classification system to an integral pressurized water reactor . 2009. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 371 p. Orientador: Benedito Dias Baptista Filho. DOI: 10.11606/T.85.2009.tde-22062009-175149

    Abstract: A demanda por energia no mundo moderno é crescente, em particular nos países em desenvolvimento. Dentre as fontes de energia atualmente disponíveis a opção nuclear tem merecido destaque pelas suas qualidades de não afetar o meio ambiente por meio de emissões de gases de efeito estufa e nem demandar grandes áreas. Porém, a sociedade tem requerido melhoria da segurança dos novos reatores e as empresas de energia necessitam maior disponibilidade das centrais. O projeto do IRIS, um reator nuclear integral a água pressurizada, vem atender a esses requisitos. Um sistema de identificação e classificação de transientes ajudaria a melhorar a segurança e a aumentar a disponibilidade do IRIS, melhorando sua competitividade. Como contribuição para o desenvolvimento de um sistema como esse foi desenvolvido e estudado o Sistema de Identificação e Classificação de Transientes SICT com capacidade de monitorar a operação da central e disponibilizar informações sobre seu estado operacional. O SICT foi desenvolvido usando a técnica de redes neuronais, mais especificamente os Mapas Auto-Organizáveis (Self-Organizing Maps - SOM). Para o treinamento do SICT foram usados resultados de simulação do IRIS com o código RELAP5. Para comprovar a metodologia de usar resultados de simulações, cujos valores têm características diferentes daqueles medidos, foi feito uma aplicação do SICT para uma instalação experimental, o Circuito Térmico NO 1 CT1. A partir de experimentos termo-hidráulicos no CT1 e de simulações deste com o RELAP5, pôde-se verificar a validade dessa metodologia. Tem-se disponível para estudos futuros uma nodalização do CT1 validada, uma nodalização do IRIS testada para vários transientes, normais e anormais, e um banco de dados de resultados de simulação do IRIS. Está também disponível, em um CD em anexo a esta tese, os arquivos fontes do aplicativo desenvolvido, SICT, e de alguns programas auxiliares, os dados dos experimentos realizados no CT1 e dados de entrada e resultados de simulações do CT1 com o RELAP5.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; reactor control systems; neural networks; transients

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  • IPEN-DOC 20637

    PORTO JUNIOR, ALMIR C.S. . Desenvolvimento de um sistema de monitoração e diagnóstico utilizando lógica fuzzy aplicado às válvulas de controle de processo do CEA - Centro Experimental de ARAMAR / Development of a system for monitoring and diagnosis using fuzzy logic in control valves of Laboratory Test Equipment of Experimental Center ARAMAR . 2014. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 93 p. Orientador: Alvaro Luiz Guimarães Carneiro. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-10022015-105154

    Abstract: Considerando a segurança e extensão da vida de uma planta industrial, especificamente das válvulas de controle de processo, o estudo de confiabilidade de componentes é um ponto importante a ser investigado em usinas nucleares e em outras áreas, tais como refinaria ou plataforma de petróleo offshore. O desenvolvimento de monitorização não intrusiva e método de diagnóstico possibilita a identificação de defeitos em componentes da planta durante sua operação normal. O objetivo deste trabalho é apresentar uma análise e diagnóstico de válvulas de controle de uma planta de vapor que simula parte do circuito secundário de um reator de água pressurizada. Esta instalação faz parte do laboratório de testes de equipamentos de propulsão da Marinha do Brasil, em Iperó-SP. A metodologia utilizada no projeto é baseada na análise gráfica de dois parâmetros: a pressão de ar do atuador da válvula e o deslocamento de seu obturador. Estes dados são extraídos por um posicionador inteligente do Sistema de Automação Delta VTM. É implementada uma análise para detecção de anomalias por meio de uma abordagem que utiliza Sistemas Especialistas baseados na Lógica Fuzzy, considerando regras e conhecimento de inteligência artificial (IA). Uma vez que as medidas de base de válvulas de controle são tomadas, é possível detectar sintomas de falha, vazamento, atrito, fricção, danos, etc. O monitoramento e o sistema de diagnóstico foram projetados utilizando o programa MATLAB® versão 2009a com o FUZZY LOGIC TOOLBOX, que é um pacote integrante de subrotinas dedicado à lógica nebulosa. A monitoração e o diagnóstico das válvulas de controle são realizados por meio de uma técnica não-invasiva. Desta maneira, é possível conhecer o real status da válvula. O software ValveLink® (desenvolvido pela empresa EMERSON) recebe sinais do componente de hardware, posicionador inteligente, o qual é instalado ao lado da válvula de controle de processos. Estes sinais (corrente eléctrica) transformados em informação são utilizados como parâmetros de entrada: Pressão de ar do atuador e deslocamento do obturador da válvula. Com o uso da lógica fuzzy, esses parâmetros são interpretados. Eles sofrem inferências por regras escritas por especialistas em válvulas. Após essas inferências, as informações são tratadas e enviadas como sinais de saída. Esses sinais contém a informação de diagnóstico do estado da válvula.

    Palavras-Chave: artificial intelligence; expert systems; failures; fuzzy logic; process control; pwr type reactors; reactor maintenance; valves

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  • IPEN-DOC 05274

    MIRANDA, C.A.J. . Determinacao da amplificacao na base dos MABs devido a uma carga impulsiva postulada na base de um reator nuclear tipo PWR. In: 5o. SEMINARIO DE ELEMENTOS FINITOS, 5-7 de outubro, 1993, Sao Paulo, SP. 1993.

    Palavras-Chave: control elements; pressure vessels; pwr type reactors; load management

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  • IPEN-DOC 08700

    JONG, R.P.; MATTAR NETO, M. ; CRUZ, J.R.B.. Determinacao da carga de colapso de tubulacoes contendo trincas circunferenciais. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; NATIONAL MEETING OF REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 13th, Aug. 11-16, 2002, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Rio de Janeiro: ABEN, 2002, 2002.

    Palavras-Chave: pipes; bending; cracks; leaks; dynamic loads; calculation methods; experimental data; comparative evaluations; fracture mechanics; primary coolant circuits; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 04490

    TRINDADE, CARLOS E. . Determinacao das propriedades modais de elementos combustiveis utilizados em reatores do tipo PWR. 1992. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 135 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; fuel elements

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  • IPEN-DOC 00376

    DELLA SANTINA, MURILO . Determinacao das zonas de seguranca da central nuclear de Angra dos Reis conforme o modelo de difusao de radiacao na atmosfera. 1976. Dissertacao (Mestrado) - Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP, Sao Paulo. 215 p. Orientador: Roberto Yoshiyuti Hukai.

    Palavras-Chave: radiation doses; reactor safety; south america; brazil; water cooled reactors; atmospheres; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 00635

    FREITAS, C.T.; NOGUEIRA, R.A.; BORGO, H.; TOMASI, R.. Determinacao de heterogeneidades e solubilidade solida em combustiveis nucleares UOsub(2) ThOsub(2) para reatores HTGR e PWR. In: 6th COLOQUIO BRASILEIRO DE MICROSCOPIA ELETRONICA, 2-7 jul, 1978, Sao Paulo, SP, Brasil. 1978.

    Palavras-Chave: htgr type reactors; pwr type reactors; nuclear fuels; thorium oxides; uranium oxides

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  • IPEN-DOC 17840

    SILVA, MARIO A.B. da; LIRA, CARLOS A.B. de O.; BARROSO, ANTONIO C. de O. . Determination of a test section parameters for IRIS nuclear reactor pressurizer. Progress in Nuclear Energy, v. 53, n. 8, p. 1181-1184, 2011.

    Palavras-Chave: boron; experimental data; froude number; natural convection; pressurizers; primary coolant circuits; pwr type reactors; reactor safety; reactor safety experiments; temperature dependence; time dependence; vaporization heat

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  • IPEN-DOC 15294

    SILVA, MARIO A.B. da; LIRA, CARLOS A.B. de O.; BARROSO, ANTONIO C. de O. . Determination of a test section parameters for Iris nuclear reactor pressurizer. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 9th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 16th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 1st, September 27 - October 2, 2009, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2009, 2009.

    Palavras-Chave: boron; experimental data; froude number; natural convection; pressurizers; primary coolant circuits; pwr type reactors; reactor safety experiments; reactor safety; temperature dependence; time dependence; vaporization heat

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  • IPEN-DOC 23193

    SALIBA-SILVA, ADONIS M. ; SANTOS, OLAIR dos ; CARVALHO, ELITA F.U. de ; RIELLA, HUMBERTO G. ; DURAZZO, MICHELANGELO . Determination of uranium traces in nuclear reactor IEA-R1 pool water. World Journal of Nuclear Science and Technology, v. 7, n. 3, p. 155-166, 2017. DOI: 10.4236/wjnst.2017.73014

    Abstract: IEA-R1 nuclear reactor operation has the routine to control uranium content in pool water to be in trace range below 50 μg/L. There are several routes to determine the uranium trace content in water in the literature; voltammetry has been systematically employed. In the present study, the chosen chemical determination of uranium traces used the voltammetric method known as AdCSV (adsorptive cathodic stripping voltammetry). This technique, based on mercury voltammetry, is an adequate methodology to determine uranium traces. The chloranilic acid [CAA] (2,5-dichloro-3,6-dihydroxy-1,4-benzoquinone) is indicated as chelating agent. The redox reaction of 22 UO + with CAA is sensitive in the range of 2 < pH < 3. But pH variation imposes changing on [UO2(CAA)2] reduction potential. In this work, we present the uranium trace results for IEA-R1 reactor water, sampled after an operation routine shutdown. The uranium trace determination for IEA-R1 pool water showed content around 1 μg/L [U] with statistical significance. Therefore the IEA-R1-reactor-water purification showed to be adequate and safe.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; pool type reactors; uranium; trace amounts; pwr type reactors; polarography; absorption spectroscopy; stripping; voltametry

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  • IPEN-DOC 20571

    SALIBA SILVA, ADONIS M. ; OLIVEIRA, ENEAS T. de ; SANTOS, OLAIR dos ; DURAZZO, MICHELANGELO . Determination of uranium traces in nuclear reactor IEA-R1 pool water. In: INTERNATIONAL NUCLEAR CHEMISTRY CONGRESS, 4th, September 14-19, 2014, Maresias, São Paulo. Abstract... 2014. p. 171.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; pool type reactors; uranium; trace amounts; pwr type reactors; polarography; absorption spectroscopy; stripping; voltametry

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  • IPEN-DOC 21117

    PEREIRA, IRACI M. ; MORAES, DAVI A. . Development of a fault test experimental facility model using MATLAB. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 12th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 19th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 4th, October 4-9, 2015, São Paulo, SP. Proceedings... 2015.

    Palavras-Chave: fault tree analysis; monitoring; failures; computerized simulation; fuzzy logic; artificial intelligence; neural networks; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 12200

    BARROSO, ANTONIO C. de O. ; SILVA, MARIO A.B. da; LIRA, CARLOS A.B. de O.. Development of methods in the design of a test section for iris pressurizer simulation. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 8th/ MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 15th, Sept. 30 - Oct. 5, 2007, Santos, SP. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2007, 2007.

    Palavras-Chave: boron; dispersions; experimental data; homogenization methods; plumes; pressurizers; primary coolant circuits; pwr type reactors; reactor safety; simulation; temperature dependence

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  • IPEN-DOC 07634

    MATTAR NETO, M. ; MIRANDA, C.A.J. . Different approaches for structural integrity assessment of PWR steam generator tubes. In: CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA MECANICA, 16., 26-30 nov, 2001, Uberlandia, MG. Proceedings... 2001. p. 78-84.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; steam generators; structural integrity; tubes; defects; statistics; monte carlo method

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  • IPEN-DOC 01695

    SILVA, A.T. . Dimensionamento geometrico de pastilhas UOsub(2) de PWRs. In: 2o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 24-29 de abril, 1988, Rio de Janeiro, RJ. 1988. p. 315-324.

    Palavras-Chave: fuel pellets; pwr type reactors; uranium dioxide; geometry; dimensions; computer calculations

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  • IPEN-PUB-189

    SILVA, A.T. . Dimensionamento geometrico de pastilhas UOsub(2) de PWRs. 1988. 13 p.

    Palavras-Chave: finite element method; fuel pellets; geometry; pwr type reactors; uranium dioxide

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  • IPEN-DOC 25873

    ESCANHOELA, CORDELIA M.F.; SABUNDJIAN, GAIANE ; LIMA, ANA C. de S. . Educação ambiental e sustentabilidade: um reator nuclear inovador para o Brasil. Revista Mais Educação, v. 2, n. 2, p. 220-229, 2019.

    Abstract: Este trabalho apresenta um estudo sobre a implementação do reator inovador System - Integrated Modular Advanced Reactor (SMART) no Brasil. Desenvolvido pelo Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) e com potência elétrica de 100MWe, esse reator pode atender a uma demanda de cerca de 100.000 habitantes. A escolha deste reator nuclear inovador está alicerçada, primeiramente, na análise do cenário energético nacional, no qual é demonstrada tanto a necessidade da expansão energética no Brasil quanto na imprescindível escolha de fontes alternativas de energia de maneira a atender as exigências de sustentabilidade e atenuação dos impactos ambientais. Dentro do contexto de complementariedade da matriz energética nacional associada à descentralização da geração de energia elétrica; o projeto envolvendo um reator nuclear pequeno e modular do tipo Power Water Reactor (PWR) prova ser uma escolha assertiva inclusive do ponto de vista econômico, já comprovado por meio de métodos econômicofinanceiros e ainda, pelo aproveitamento da expertise existente no país.

    Palavras-Chave: environment; sustainability; education; reactors; kaeri; power reactors; pwr type reactors; brazil; implementation; feasibility studies; economic impact; construction

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  • IPEN-DOC 01709

    YOSHIMOTO, A.. Efeitos de elementos de liga, impurezas e fatores microestruturais em acos inoxidaveis austeniticos, utilizados em varetas combustiveis de reatores nucleares. In: 2o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 24-29 de abril, 1988, Rio de Janeiro, RJ. 1988. p. 335-344.

    Palavras-Chave: austenitic steels; alloys; impurities; microstructure; fuel rods; mechanical properties; pwr type reactors

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Buscar os artigos apresentados em um evento internacional de 2015, sobre loss of coolant, do autor Maprelian.

Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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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.

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