Navegação por assunto "pwr type reactors"

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  • IPEN-DOC 12162

    CASTANHEIRA, MYRTHES ; SILVA, JOSE E.R. da ; LUCKI, GEORGI; TERREMOTO, LUIS A.A. ; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO ; TEODORO, CELSO A. ; DAMY, MARGARET de A. . Evaluation of debris fretting failure on PWR fuel by post-irradiation examination and modeling in the degrad-1 code. 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: pwr type reactors; fuel rods; fission products; fretting corrosion; post-irradiation examination; d codes

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  • IPEN-DOC 19235

    GIOVEDI, CLAUDIA; GOMES, DANIEL S. ; ABE, ALFREDO Y. ; SEGURA PINO, EDDY ; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO . Evaluation of fuel performance with different enrichment degrees for an experimental device. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 11th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 18th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 3rd, November 24-29, 2013, Recife, PE. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2013, 2013.

    Palavras-Chave: aspect ratio; enrichment; experimental data; fuel rods; irradiation devices; performance; pwr type reactors; temperature dependence; volume

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  • IPEN-DOC 20207

    PALMA, DANIEL A.P.; MESQUITA, AMIR Z.; MARINHO, FRANCIOLE da C.; ROCHA, MARCELO da S. . Evaluation of nuclear fuel centerline temperature using new UO2 thermal conductivity models. Journal of Energy and Power Engineering, v. 8, p. 1054-1058, 2014.

    Palavras-Chave: evaluation; nuclear fuels; uranium dioxide; thermal conductivity; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 00967

    CORREA, FRANCISCO . Evaluation of tight-pitch PWR cores. 1979. Thesis (Doctor) - Massachusetts Institute of Technology - Cambridge, Mass - MIT, Massachusetts. 202 p. Orientador: Michael J Driscoll.

    Palavras-Chave: fissionable materials; fuels; fuel cycle; reactor cores; water cooled reactors; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 02482

    ASSAD, A.C.A.; PARISE, J.A.R.. Experimental determination of single and two-phase flow pressure drop across a PWR core degraded by accident. In: 1st CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, March 17-20, 1986, Rio de Janeiro, RJ. 1986. p. 363-366.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; two-phase flow

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  • IPEN-DOC 19406

    CARNEIRO, ALVARO L.G. ; PORTO JUNIOR, ALMIR C.S.. Expert system for fault diagnosis in process control valves using fuzzy-logic. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 11th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 18th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 3rd, November 24-29, 2013, Recife, PE. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2013, 2013.

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

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  • IPEN-DOC 01972

    ASSUMPCAO FILHO, E.O.; NAKATA, H.. Extended Kalman filter sensor failure detection method for pressurizer monitoring. In: AMERICAN NUCLEAR SOCIETY WINTER MEETING, November 15-20, 1991, Chicago, Ill., USA. 1991. p. 594-595.

    Palavras-Chave: filters; system failure analysis; reactor monitoring systems; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 18068

    LI, FAN; UPADHYAYA, BELLE R.; PERILLO, SERGIO R.P.. Fault diagnosis of helical coil steam generator systems of an integral pressurized water reactor using optimal sensor selection. IEEE Transactions on Nuclear Science, v. 59, n. 2, p. 403-410, 2012.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; fault tree analysis; steam generators; pwr type reactors; control systems

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  • IPEN-DOC 24019

    STEFANI, GIOVANNI L. de ; MAIORINO, JOSE R. ; MOREIRA, JOAO M. de L.; SANTOS, THIAGO A. dos ; ROSSI, PEDRO C.R.. Feasibility to convert an advanced PWR from UO2 to a mixed (U,Th)O2 core. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Abstract: This work presents the neutronics and thermal hydraulics feasibility to convert the UO2 core of the Westinghouse AP1000 in a (U-Th)O2 core, rather than the traditional uranium dioxide, for the purpose of reducing long-lived actinides, especially plutonium, and generates a stock pile of 233U, which could in the future be used in advanced fuel cycles, in a more sustainable process and taking advantage of the large stock of thorium available on the planet and especially in Brazil. The reactor chosen as reference was the AP1000, which is considered to be one of the most reliable and modern reactor of the current Generation III, and its similarity to the reactors already consolidated and used in Brazil for electric power generation. The results show the feasibility and potentiality of the concept, without the necessity of changes in the core of the AP1000, and even with advantages over this. The neutron calculations were made by the SERPENT code. The results provided a maximum linear power density lower than the AP1000, favoring safety. In addition, the delayed neutron fraction and the reactivity coefficients proved to be adequate to ensure the safety of the concept. The results show that a production of about 260 Kg of 233U per cycle is possible, with a minimum production of fissile plutonium that favors the use of the concept in U-Th cycles.

    Palavras-Chave: delayed neutron fraction; feasibility studies; fissile materials; fuel rods; parametric analysis; pwr type reactors; reactor cores; s codes; thermal hydraulics; thorium 232; uranium 233; uranium dioxide

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  • IPEN-DOC 01326

    CORREA, F.. A fisica de reatores epitermicos tipo PWR. In: 2nd ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES, 12-15 abr, 1981, Itaipava, RJ, Brasil. 1981.

    Palavras-Chave: optimization; programming; pwr type reactors; reprocessing; thorium; uranium

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  • IPEN-DOC 16117

    SILVA, MARIO A.B. da; LIRA, CARLOS A.B. de O.; BARROSO, ANTONIO C. de O. . Fractional scaling analysis for IRIS pressurizer reduced scale experiements. Annals of Nuclear Energy, v. 37, n. 10, p. 1415-1419, 2010.

    Palavras-Chave: boron; concentration ratio; coolants; dispersions; orifices; pressure control; pressure vessels; pressurizers; pwr type reactors; reactor accidents; reactor stability; sprays; transient overpower accidents

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  • IPEN-DOC 15281

    LAMEIRAS, FERNANDO S.; FAEDA, KELLY C.F.. Fuel for the next brazilian nuclear power plants. 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: burnup; bwr type reactors; fabrication; feasibility studies; fuel elements; nuclear power plants; pwr type reactors; quality control; reactor safety; temperature range 0400-1000 k; water cooled reactors

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  • IPEN-DOC 16872

    GIOVEDI, CLAUDIA; GOMES, DANIEL S. ; ABE, ALFREDO Y. ; HIROTA, LEANDRO T.; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO . Fuel performance evaluation for the cafe experimental device. 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: cladding; cylindrical configuration; fuel cans; fuel rods; power reactors; pwr type reactors; uranium; uranium dioxide

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  • IPEN-DOC 26356

    GIOVEDI, CLAUDIA; MELO, CAIO; ABE, ALFREDO Y. ; SILVA, ANTONIO T. ; MARTINS, MARCELO R.. Fuel performance of iron-based alloy cladding using modified TRANSURANUS code. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4943-4949.

    Abstract: The main challenge in the nuclear area since the Fukushima Daiichi accident is to develop fuel materials to be applied in nuclear reactors aiming to increase the safety under normal operation as well as transient and accident conditions. These efforts are concentrated in the Advanced Technology Fuel (ATF) program that has as main scopes to study cladding materials to replace the zirconium-based alloys, and fuel materials presenting higher thermal conductivity compared to the conventional uranium dioxide fuel pellet. In this sense, iron-based alloys, which were used with a good performance as cladding material in the first Pressurized Water Reactors (PWR), have becoming a good option. The assessment of the behavior of different materials previously to perform irradiation tests, which are time consuming, can be performed using fuel performance codes, but for this, the conventional fuel performance codes must be modified to implement the properties of the materials that are being studied. This paper presents the results obtained using a modified version of the well-known TRANSURANUS code, obtained from the implementation of the stainless steel 348 properties as cladding material. The simulations were performed using data available in the open literature related to a PWR irradiation experiment. The results obtained using the modified version of the code were compared to those obtained using the original code version for zircaloy-4. The performance of both cladding materials was evaluated by means of the comparison of parameters such as gap thickness, fuel centerline temperature, internal pressure, and cladding stress and strain.

    Palavras-Chave: cladding; comparative evaluations; computerized simulation; fuel rods; iron alloys; nuclear fuels; performance; pwr type reactors; stainless steel-348; steady-state conditions; t codes; zircaloy 4

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  • IPEN-DOC 15893

    PEREIRA, L.A.T.; MUCSI, C.S. ; CORREA, H.P.S.; ORLANDO, M.T.D.; SATO, I.M. ; ROSSI, J.L. ; MARTINEZ, L.G. . Fusao de cavacos de zircaloy por VAR: resultados preliminares. In: CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA E CIENCIA DOS MATERIAIS, 19., 21-25 de novembro, 2010, Campos do Jordao, SP. Anais... 2010. p. 6916-6924.

    Palavras-Chave: cost; fuel cycle; fuel management; metallography; microstructure; nanostructures; nuclear fuels; pwr type reactors; solids; vacuum melting; zircaloy; zirconium; zirconium alloys

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  • IPEN-DOC 08920

    CARELLI, M.; CLEVELAND, J.; CORRADINI, M.; DELMASTRO, D.; DEVINE, J.C.; DIAMOND, D.; HEDGES, K.; LAURENT, P.; LEE, Y.Y.; MACDONALD, P.; OKA, Y.; OMOTO, A.; PARK, J.K.; SMITH, N.; TEIXEIRA e SILVA, A. ; VASILE, A.; WAS, G.. Generation IV water-cooled reactor concepts. In: ANS WINTER MEETING, Nov. 13, 2001, Reno, NV, USA. Proceedings... 2001. p. 17.

    Palavras-Chave: water cooled reactors; reactors; evaluation; pwr type reactors; reactor cores; bwr type reactors; reactor safety; pressure tube reactors; candu type reactors; spent fuels; recycling; fuel cycle

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  • IPEN-DOC 03987

    KOSAKA, N. ; ROSSINI, M.R.. In-core fuel management method for PWR reactors using a first order perturbation theory. 1989, 1989.

    Palavras-Chave: angra-1 reactor; pwr type reactors; fuel management; perturbation theory; c codes

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  • IPEN-DOC 05024

    MAI, L.A. ; MAIORINO, J.R. . Influencia de actinideos na determinacao do 'blending' otimo no ciclo TANDEM entre os reatores de Angra-I e EMBALSE. In: 11th MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMO-HIDRAULICA, August 18-22, 1997, Pocos de Caldas, MG. 1997. p. 25-30.

    Palavras-Chave: angra-1 reactor; embalse reactor; pwr type reactors; candu type reactors; actinides; mixing; fuel cycle

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  • IPEN-DOC 05245

    MELDONIAN, N.L. ; YAMAGUCHI, M. . Insercao do RENAP-MP no sistema eletrico brasileiro. In: 21a. REUNION ANUAL DA ASSOCIACION ARGENTINA DE TECNOLOGIA NUCLEAR, 9-12 de novembro, 1993, Mar del Plata, Argentina. 1993. p. 134-135.

    Observação: arquivo não disponível no Repositório

    Palavras-Chave: pwr type reactors; electric power; power systems; brazil

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  • IPEN-DOC 25593

    SILVA, ANTONIO T. e ; ZEITUNI, CARLOS A. ; TEODORO, CELSO A. ; JUNQUEIRA, FERNANDO de C. ; TERREMOTO, LUIS A.A. ; CASTANHEIRA, MYRTHES ; FRANÇA, RENATO L. . Inspeção Visual de Elementos de Combustível durante a Parada 1P24 da CNAAA Unidade 1 (Novembro/ 2018). São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Dezembro, 2018. (IPEN-CEN-PSE-ETN-219-00-RELT-001-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Abstract: Este documento descreve as atividades de inspeção visual de elementos de combustível descarregados do núcleo do reator (Ciclo 23 de operação) da Usina Angra 1 da CNAAA. As atividades de inspeção visual foram realizadas pelo IPEN/CNEN-SP durante a parada técnica programada 1P24 em atendimento ao contrato de prestação de serviços firmado entre a ELETRONUCLEAR e a CNEN/IPEN.

    Palavras-Chave: reactors; reactor shutdown; fuel elements; pwr type reactors; angra-1 reactor; inspection; fuel rods

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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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2. A experiência do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) na criação de um Repositório Digital Institucional – RDI, clique aqui.

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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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