Navegação por assunto "pwr type reactors"

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  • IPEN-PUB-190

    YOSHIMOTO, A.. Efeitos de elementos de liga, impurezas e fatores microestruturais em acos inoxidaveis austeniticos, utilizados em varetas combustiveis de reatores nucleares. 1988. 13 p.

    Palavras-Chave: alloys; austenitic steels; corrosion; embrittlement; fuel rods; pwr type reactors; stainless steels

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  • IEA-PUB-492

    CORREA, F.. Effect of the Th-232/U-238 ratio on the conversion ratio of PWR's. 1977. 35 p.

    Palavras-Chave: conversion ratio; inventories; nuclear fuel conversion; pwr type reactors; thorium 232; uranium 238; uranium ores

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  • IPEN-DOC 06825

    LOPEZ, L.A.N.M.; TING, D.K.S. . Ensaios de Eddy-Current na avaliacao do estado operacional de tubos de geradores de vapor de centrais nucleares. In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 7-11 ago, 2000, Natal, RN. Anais... Natal: UFRN, 2000, 2000.

    Palavras-Chave: steam generators; inspection; reactor components; pwr type reactors; nuclear power plants; eddy current testing; signals; computer architecture

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  • IPEN-DOC 07168

    MENDES NETO, TEOFILO . Estimativa da pressao em uma contencao de reator de pequeno porte devido a um 'LOCA'. 2001. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 89 p. Orientador: Joao Manoel Losada Moreira.

    Palavras-Chave: containment; pressurization; loss of coolant; ship propulsion reactors; pwr type reactors; vapor condensation; heat transfer

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  • IPEN-DOC 07185

    MENDES NETO, T. ; MOREIRA, J.M.L. . Estimativa da pressao maxima em contencoes de reatores PWR de pequeno porte devido a um acidente de perda de refrigerante no circuito primario. In: CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 8.; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, 12., 15-20 out, 2000, Rio de Janeiro, RJ. Anais... Rio de Janeiro: ABEN, 2000, 2000.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; loss of coolant; containment; pressurization; c codes

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  • IPEN-DOC 12898

    MARZO, MARCO A.S. . Estudo comparativo do efeito do U-236 no custo do combustivel de reatores HTGR e PWR. 1975. Dissertacao (Mestrado) - Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP, 90 p. Orientador: Roberto Yoshiyuti Hukai.

    Palavras-Chave: isotopes; uranium 236; economics; cost; fuels; fuel cycle; gas cooled reactors; htgr type reactors; water cooled reactors; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 01776

    EBERLE, L.M.M. . Estudo da distribuicao de velocidade do refrigerante nos internos de um reator do tipo PWR. In: 7o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, 26-28 de abril, 1989, Recife, PE. 1989. p. 293-304.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; refrigerants; velocity

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  • IPEN-PUB-85

    KOSAKA, N. . Estudo da validacao do programa HAMMERTECHNION para barra de controle do reator tipo PWR. 1985. 12 p.

    Palavras-Chave: computer codes; control rod worths; pwr type reactors; reliability

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  • IPEN-DOC 08569

    ALENCAR, D.A.; SILVA JUNIOR, S.F.; MATTAR NETO, M. . Estudo das limitacoes do ensaio nao destrutivo por correntes parasitas na avaliacao de integridade de tubos em geradores de vapor instalados em usinas nucleares tipo PWR. In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 2., 12-16 ago, 2002, Joao Pessoa, PB. Anais... 2002.

    Palavras-Chave: steam generators; tubes; structural integrity; nondestructive testing; eddy current testing; cracks; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 02281

    BORGES, EDUARDO M. . Estudo de acidente de perda de refrigerante por grande ruptura na usina nuclear Angra-1. 1984. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 207 p. Orientador: Ademar Ferreira.

    Palavras-Chave: reactor safety; loss of coolant; water cooled reactors; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 21860

    DIAS, RAPHAEL M. . Estudo de modelos para o comportamento a altas queimas de varetas combustíveis de reatores a água leve pressurizada / Modeling of PWR fuel at extended burnup FRAPCON . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 80 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-08062016-134553

    Abstract: Este trabalho tem como objetivo estudar as modificações introduzidas, ao longo de sucessivas versões, nos modelos empíricos do programa computacional FRAPCON utilizado para a simulação do comportamento sob irradiação de varetas combustíveis de Reatores a Água Leve Pressurizada (Pressurized Water Reactor - PWR) em regime de estado estacionário e sob condições de alta queima. No estudo, foram analisados os modelos empíricos utilizados pelo FRAPCON e que são apresentados em sua documentação oficial. Um estudo bibliográfico foi conduzido sobre os efeitos da alta queima em combustíveis nucleares visando melhorar o entendimento dos modelos utilizados pelo FRAPCON nestas condições. Foram feitas simulações do comportamento sob irradiação de uma vareta combustível típica de um reator PWR utilizando as versões 3.3, 3.4 e 3.5 do FRAPCON. Os resultados apresentados pelas diferentes versões do programa foram comparados entre si de forma a verificar as consequências das mudanças de modelo nos parâmetros de saída do programa. Foi possível observar que as modificações introduzidas trouxeram diferenças significativas nos resultados de parâmetros térmicos e mecânicos da vareta combustível, principalmente quando se evoluiu da versão FRAPCON-3.3 para a versão FRAPCON-3.5. Nessa ultima versão, obteve-se menores temperaturas na vareta combustível, menores tensões e deformações no revestimento, menor espessura da camada de oxido formada no revestimento a altas queimas na vareta combustível.

    Palavras-Chave: fuel elements; fuel management; spent fuel elements; burnup; reactor fueling; pwr type reactors; performance; feasibility studies; computer codes; f codes

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  • IPEN-DOC 25453

    MATTOS, CARLOS E. . Estudo de modelos para o comportamento a altas queimas de varetas combustível urânio - 7% gadolínio para reatores a água leve pressurizada: avaliação dos parâmetros para prolongamento do tempo de queima do núcleo / Study of models for high burn behavior of uranium-7% gadolinium fuel rods for pressurized light water reactors: evaluation of the parameters for prolongation of the time of burning of the nucleus . 2018. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 94 p. Orientador: Elita Fontenele Urano de Carvalho. DOI: 10.11606/D.85.2018.tde-17052018-160542

    Abstract: O objetivo deste trabalho é verificar os resultados fornecidos pelo programa computacional FRAPCON-3, hoje na versão 5, utilizado no processo de simulação do comportamento de varetas combustíveis de reatores refrigerados a água pressurizada (Pressurized Water Reactor PWR), sob situações operacionais de regime permanente, em condições de alta queima. Para realizar a verificação, foi utilizada a base de dados FUMEX-III, que fornece dados relativos a experimentos realizados com diversos tipos de combustíveis nucleares, submetidos a diversas condições operacionais. Através dos resultados obtidos na simulação do programa FRAPCON-3.5 e da sua comparação com os dados experimentais da base FUMEX-III, foi possível constar que o programa possui boa capacidade de predizer o comportamento operacional da vareta combustível em regime permanente a altas queimas. O trabalho consiste também em verificar a correlação entre UO2 e UO2-7%Gd2O3 na análise dos modelos que simulam o comportamento das pastilhas combustível. A adição do óxido de gadolínio ou gadolínia (Gd2O3), constitui-se na opção tecnológica mais solidamente consagrada e hoje comum em várias centrais nucleares. Por meio dos resultados obtidos nas simulações computacionais foram apresentadas e discutidas a influência das propriedades do UO2 e UO2-7%Gd2O3, quanto à temperatura no centro do combustível, liberação de gás de fissão na vareta, temperatura média do revestimento, volume interno e pressão interna da vareta combustível.

    Palavras-Chave: nuclear fuels; fuel cycle; fuel rods; reactor cores; burnup; rare earths; gadolinium; uranium hexafluoride; pwr type reactors; nuclear models; analytical solution; parametric analysis; safety analysis; programming; simulation

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  • IPEN-DOC 13809

    SANTOS, LAURO R. dos . Estudo do processamento do combustivel UOsub(2)-7 'porcento'Gdsub(2)Osub(3) via mistura mecanica com reutilizacao de rejeitos do processo de fabricacao e aditivo de densificacao / UO2-7%Gd2O3 fuel process development by mechanical blending with reprocessing of waste products and usage of densification additive . 2009. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 136 p. Orientador: Humberto Gracher Riella. DOI: 10.11606/T.85.2009.tde-23062009-165408

    Abstract: No ciclo do combustível nuclear as etapas de reprocessamento e estocagem do combustível queimado, seja ela de modo provisório ou definitivo, demandam um alto custo além de problemas ambientais. Uma estratégia para minorar estes problemas é adoção de medidas que diminuam a quantidade de rejeitos. A utilização de veneno queimável integrado a base de gadolínia é uma medida que contribui para esse objetivo. A função do veneno queimável é controlar a população de nêutrons no início da vida do reator ou no início do ciclo de queima de cada recarga do combustível, podendo prolongar o tempo de recarga do combustível, além de se poder operar o reator com maiores taxas de queima, otimizando com isso o uso do combustível. O processo de fabricação de pastilhas de veneno queimável integrado UO2-Gd2O3, gera rejeito que, na medida do possível, deve ser reaproveitado. A incorporação do Gd2O3 no UO2 exige a utilização de um aditivo para que a densidade especificada das pastilhas de combustível seja obtida. O objetivo deste trabalho é o desenvolvimento do processo de obtenção do veneno queimável integrado UO2 - 7%Gd2O3 com o auxílio do aditivo de densificação, hidróxido de alumínio (Al(OH)3) e reutilizando-se os rejeitos do processo de fabricação, via mistura mecânica. O teor de 7 % de Gd2O3 está fundamentado para a concepção do tipo de reator PWR como, por exemplo, Angra 2. Os resultados mostram que o aditivo (Al(OH)3) é muito eficiente para promover a densificação das pastilhas com reciclo de até 10 %, e que a 5 concentração de 0,20 % de (Al(OH)3) é o valor indicado em escala industrial, principalmente quando se reutiliza o rejeito na forma de U3O8 obtido da calcinação de pastilhas sinterizadas. Isto é particularmente interessante, pois é após as etapas de sinterização e retificação das pastilhas, que se tem a geração do maior volume de rejeito.

    Palavras-Chave: waste pellets; fuel pellets; neutron absorbers; mixing; gadolinium oxides; uranium oxides; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 02946

    OLIVEIRA, FABIO B.V. de . Estudo do processo de fabricacao de pastilhas de alumina-carbeto de boro. 1996. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 143 p. Orientador: Humberto Gracher Riella.

    Palavras-Chave: boron carbides; fuel pellets; pwr type reactors; sintering; homogenization methods; compacting

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  • IPEN-DOC 08563

    ALY, O.F.; PAES de ANDRADE, A.H. ; MATTAR NETO, M. ; MANESCHY, E.. Estudo dos mecanismos de fratura por corrosao sob tensao nos bocais do sistema de acionamento das barras de controle de usina termonuclear do tipo PWR. In: CONGRESSO ANUAL DA ASSOCIACAO BRASILEIRA DE METALURGIA E MATERIAIS, 57., 22-26 jul, 2002, Sao Paulo, SP. Anais... Sao Paulo: ABM, 2002, 2002. p. 1096-1105.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; control rod drives; nozzles; stress corrosion; cracks; fractures; fracture mechanics; reactor safety

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  • IPEN-DOC 04149

    TORRES, W.M. ; ASSAD, A.C.A.. Estudo experimental da separacao gravitacional em separadores de vapor operando com mistura agua-ar. In: 8o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES TERMOHIDRAULICA, 17-20 de setembro, 1991, Atibaia, SP. 1991. p. 115-118.

    Palavras-Chave: steam separators; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 07538

    RIBEIRO, MARIA A.M. . Estudo sobre sistemas de alivio da contencao aplicados a reatores de pequeno porte. 2001. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 141 p. Orientador: Jose Messias de Oliveira Neto.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; containment; filters; containment systems; pressure release; fission product release; reactor accidents; reactor safety; radiation doses; radiation protection; computer codes

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  • IPEN-DOC 08670

    RIBEIRO, M.A.M. ; OLIVEIRA NETO, J.M. . Estudo sobre sistemas de alivio da contencao aplicados a reatores de pequeno porte. 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: reactor safety; pwr type reactors; reactor accidents; containment; containment systems; filters; fission product release; computerized simulation; p codes; radiation doses; radiation protection

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  • IPEN-DOC 08566

    RIBEIRO, M.A.M. ; OLIVEIRA NETO, J.M. . Estudo sobre sistemas de alivio da contencao aplicados a reatores de pequeno porte. In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 2., 12-16 ago, 2002, Joao Pessoa, PB. Anais... 2002.

    Palavras-Chave: reactor safety; pwr type reactors; reactor accidents; containment; containment systems; filters; fission product release; computer codes; radiation doses; radiation protection

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  • IPEN-DOC 23518

    GOMES, DANIEL de S. ; ABE, ALFREDO ; SILVA, ANTONIO T. e ; GIOVEDI, CLAUDIA; MARTINS, MARCELO R.. Evaluation of corrosion on the fuel performance of stainless steel cladding. EPJ Nuclear Sciences & Technologies, v. 2, n. 40, p. 1-6, 2016. DOI: 10.1051/epjn/2016033

    Abstract: In nuclear reactors, the use of stainless steel (SS) as the cladding material offers some advantages such as good mechanical and corrosion resistance. However, its main advantage is the reduction in the amount of the hydrogen released during loss-of-coolant accident, as observed in the Fukushima Daiichi accident. Hence, research aimed at developing accident tolerant fuels should consider SS as an important alternative to existing materials. However, the available computational tools used to analyze fuel rod performance under irradiation are not capable of assessing the effectiveness of SS as the cladding material. This paper addresses the SS corrosion behavior in a modified fuel performance code in order to evaluate its effect on the global fuel performance. Then, data from the literature concerning to SS corrosion are implemented in the specific code subroutines, and the results obtained are compared to those for Zircaloy-4 (Zy-4) under the same power history. The results show that the effects of corrosion on SS are considerably different from those on Zy-4. The thickness of the oxide layer formed on the SS surface is considerably lower than that formed on Zy-4. As a consequence of this, the global fuel performance of SS under irradiation should be less affected by the corrosion.

    Palavras-Chave: comparative evaluations; computerized simulation; corrosion resistance; f codes; feasibility studies; fuel cans; fuel rods; performance; pwr type reactors; stainless steels; zircaloy 4

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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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