Navegação por assunto "pwr type reactors"

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  • IPEN-DOC 04334

    CRISTALLINI, O.; SANTOS, E.; FERREIRA, P.I. ; ANDRADE, G.G. . Integracao de ciclos de combustiveis HWR/PWR entre Argentina e Brasil. In: 4o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 5-9 de julho, 1992, Rio de Janeiro, RJ. 1992. p. 217-222.

    Palavras-Chave: fuel cycle; pwr type reactors; candu type reactors; argentina; brazil; international cooperation

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  • IPEN-DOC 06669

    MATTAR NETO, M. ; CRUZ, J.R.B.. Integridade de tubos de geradores de vapor de reatores PWR: Criterios de tamponamento para PWSCC na regiao de transicao proximo ao espelho. In: 15o. CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA MECANICA, 22-26 de novembro, 1999, Aguas de Lindoia, SP. 1999.

    Palavras-Chave: steam generators; pwr type reactors; tubes; stress corrosion; cracks

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  • IPEN-DOC 26463

    SILVA, ISRAEL G.F. da; ANDRADE, ARNALDO H.P. de ; MONTEIRO, WALDEMAR A. . Leak-Before-Break methodology applied to different piping materials: a performance evaluation. Frattura ed Integrità Strutturale, v. 13, n. 50, p. 46-53, 2019. DOI: 10.3221/IGF-ESIS.50.06

    Abstract: This paper presents a study of the application of Leak-Before- Break (LBB) to nuclear piping using three different materials. Although had been introduced more than three decades ago, through a fundamentally technical justification, the LBB concept currently has been widely applied in nuclear installations projects in several countries. Based on the fracture mechanics, the LBB concept considers that a leakage from a crack can be detected before it reaches a critical size that implies the pipe failure, that is, the LBB analysis demonstrates through a technical justification that the probability of pipe rupture is extremely low. Among the aspects that involve the application of LBB, the main ones are: the definition of the material properties, which are obtained through tensile and fracture tests; the leakage analysis, which determines the rate of leakage due to the presence of a through-wall crack; and the analysis that verifies if the crack is stable considering the failure modes by ductile tear and plastic collapse. The materials SA-508 Cl. 3, SA-106 Gr. B and SA-376-TP304 were evaluated in relation to their performances for LBB. Data obtained from literature cases were used for the materials properties, and for the geometry and loadings of the pipe, all corresponding to the primary circuit of a PWR reactor. After application of the LBB, it was verified that all three materials met the limits established in the methodology. SA-508 Cl. 3 and SA-376-TP304 steels showed the best performance for ductile tear failure and plastic collapse failure, respectively, and SA-106 Gr. B steel had the lowest performance in both. All three materials presented plastic collapse as the most likely failure mode. In general, SA-376-TP304 steel presented the best performance for the LBB among the three materials evaluated in this work.

    Palavras-Chave: leaks; pipes; performance; materials; pwr type reactors; fracture mechanics; fracture properties; steels; carbon steels; stainless steel-304; stainless steels

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  • IPEN-DOC 04524

    MARCELINO, S. . A linear analysis of a PWR barrel under a LOCA. In: ANSYS TECHNOLOGY CONFERENCE AND EXHIBITION, June 8-12, 1992, Pittsburgh, Pa., USA. 1992.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; loss of coolant; three-dimensional calculations; computerized simulation

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  • IPEN-DOC 12089

    ALY, OMAR F.; PAES de ANDRADE, ARNALDO H. ; MATTAR NETO, MIGUEL ; SCHVARTZMAN, MONICA M.A.M.. Main results on modeling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of pressurized water reactors. 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: control rod drives; corrosion; cracking; experimental data; inconel 600; nozzles; pwr type reactors; reactor control systems

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  • IPEN-DOC 19313

    SEGURA PINO, EDDY ; GIOVEDI, CLAUDIA; ABE, ALFREDO Y. ; SERRA, ANDRE da S.. Mechanical stress analysis for fuel rod under normal operating conditions. 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: pwr type reactors; fuel rods; cladding; austenitic steels; stainless steels; mechanical structures; stress analysis; system failure analysis; fuel integrity; reactor operation

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  • IPEN-DOC 07153

    FER, NELSON C. . Medidas de parametros neutronicos de veneno queimavel de Alsub(2)Osub(3)-Bsub(4)C para reatores PWR. 2001. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 82 p. Orientador: Joao Manoel Losada Moreira.

    Palavras-Chave: burnable poisons; reactor cores; reactivity coefficients; neutron flux; pwr type reactors; ipen-mb-1 reactor; aluminium oxides; boron carbides

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  • IPEN-DOC 26373

    LEE, SEUNG M. ; LAPA, NELBIA S.; SABUNDJIAN, GAIANE . MELCOR simulation of a severe accident scenario derived from a small break loca in a typical PWR with passive autocatalytic recombiners. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5346-5359.

    Abstract: This work presents the simulation of a severe accident scenario in a referential model of pressurized water reactor, which came about from a rupture of 20cm2 in a cold leg of a reactor cooling system. The simulation was carried out on the MELCOR code using a model elaborated by the Global Research for Safety – Germany, with the passive autocatalytic recombiners implemented in almost every compartment in the containment. The efficacy and effectiveness of this well-known mitigating measure of severe accident management are demonstrated by means of a comparison with the case previously simulated without this measure using the same model. This referential reactor is important and very useful for the independent analysis of severe accidents in the Brazilian Angra 2 nuclear power plant in virtue of the similarity between both of them, so that after some proper modifications on this referential reactor’s model, it could be applied for the study of severe accidents in the other. In this sense, the result presented in this work is to be taken as an important reference for the severe accident analysis of Angra 2.

    Palavras-Chave: boundary conditions; cladding; loss of coolant; m codes; melt-through; pwr type reactors; radiation protection; reactor accident simulation; reactor cooling systems

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  • IPEN-DOC 08654

    BASSEL, W.S. ; GOMES, A.V. . A metastable wet steam turbine stage model. Nuclear Engineering and Design, v. 216, n. 1/3, p. 113-119, 2002.

    Palavras-Chave: steam turbines; flow models; two-phase flow; nonlinear problems; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 28507

    DANTAS, A.C. ; SILVA, A.T. . A method for uncertainty and sensitivity analysis in fuel performance codes. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 9, n. 3, p. 1-18, 2021. DOI: 10.15392/bjrs.v9i3.1700

    Abstract: The present study proposes a method for the execution of uncertainty and sensitivity analysis on TRANSURANUS code, adapted for the use of stainless steel AISI-348 as the cladding material for a PWR reactor fuel rod, thus allowing to determine which input data are more relevant to the TRANSURANUS models, as well as a confidence interval for the results. The analysis was made through Monte Carlo sampling, where input values related to the geometry and composition of the fuel rod were taken from a normal distribution truncated around fabrication tolerance values. The generated samples were used as TRANSURANUS input data, and after numerous executions of the code, the results pertaining to the fuel center line temperature, fuel rod inner pressure and cladding strains were used to obtain a confidence interval and to make a variance-based sensitivity analysis, showing that the models used in TRANSURANUS are additive in nature, and input interactions are not relevant to the code.

    Palavras-Chave: cladding; data covariances; fuel rods; monte carlo method; nuclear fuels; performance; pwr type reactors; sensitivity analysis; stainless steel-348; t codes

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  • IPEN-DOC 21033

    SILVA, DAYANE F. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; LIMA, ANA C.S. . Methodology of a PWR containment analysis during a thermal-hydraulic accident. 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: pwr type reactors; containment; nuclear accidents; angra-2 reactor; loss of coolant; brazilian cnen; r codes

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  • IPEN-DOC 01705

    TRINDADE, C.E.; MATTOS, J.R.L. ; PERROTTA, J.A. . Um metodo para determinacao do sistema de amortecimento de queda do elemento de controle para reatores do tipo PWR. In: 2o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 24-29 de abril, 1988, Rio de Janeiro, RJ. 1988. p. 307-314.

    Palavras-Chave: reactor control systems; damping; pwr type reactors; rod drop method; guide tubes; mathematical models

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  • IPEN-PUB-186

    SILVA, A.T. ; ESTEVES, A.M.. Metodologia de projeto de varetas combustiveis de reatores de agua leve pressurizada. 1988. 10 p.

    Palavras-Chave: f codes; finite element method; fuel rods; pwr type reactors; computer-aided design

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  • IPEN-DOC 01696

    SILVA, A.T. ; ESTEVES, A.M.. Metodologia de projeto de varetas combustiveis de reatores de agua leve pressurizada. In: 2o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 24-29 de abril, 1988, Rio de Janeiro, RJ. 1988. p. 345-356.

    Palavras-Chave: fuel rods; pwr type reactors; pressure measurement; dimensions; computer calculations

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  • IPEN-DOC 05890

    OLIVEIRA, P.S.P. . Metodologia para classificacao de seguranca de itens de instalacoes nucleares de potencia tipo PWR. In: 10o. ENCONTRO DE FISICA DE REATORES E TERMO-HIDRAULICA, 7-11 de agosto, 1995, Aguas de Lindoia, SP. 1995. p. 336-341.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; reactor safety; reactor components; reactor licensing

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  • IPEN-PUB-131

    VEGA BUSTILLOS, J.O.W. ; IMAKUMA, K. . Metodologia para o controle da atmosfera interna de varetas combustiveis nucleares. 1988. 9 p.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; fuel rods; fabrication; gas analysis

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  • IPEN-DOC 04429

    MAI, L.A. . Metodologia para remanejamento de combustivel de reatores PWR. In: 4o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 5-9 de julho, 1992, Rio de Janeiro, RJ. 1992. p. 437-440.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; fuel elements; load management

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  • IPEN-DOC 11365

    ALY, OMAR F. . Modelagem da fratura por corrosão sob tensão nos bocais do mecânismo de acionamento das barras de controle de reator de água pressurizada. 2006. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, São Paulo. 249 p. Orientador: Arnaldo Homobono Paes de Andrade. DOI: 10.11606/T.85.2006.tde-22032012-154040

    Abstract: Um dos principais mecanismos de falha que causam riscos de fratura a reatores de água pressurizada é a corrosão sob tensão de ligas metálicas em água do circuito primário (CSTAP). É causada por uma combinação das tensões de tração, meio ambiente em temperatura e microestruturas metalúrgicas susceptíveis. Ela pode ocorrer, dentre outros locais, nos bocais do mecanismo de acionamento das barras de controle. Essa fratura pode causar acidentes que comprometem a segurança nuclear através do bloqueio das barras de controle e vazamentos de água do circuito primário reduzindo a confiabilidade e a vida útil do reator. O objetivo desta Tese de Doutorado é o estudo de modelos e uma proposta de modelagem para fraturas por corrosão sob tensão em liga 75Ni15Cr9Fe (liga 600), em água de circuito primário de reator de água pressurizada nesses bocais. São superpostos modelos eletroquímicos e de mecânica da fratura e validados com dados obtidos em experimentos e na literatura. Na parte experimental foram utilizados resultados obtidos pelo CDTN no equipamento recém-instalado de ensaio por taxa de deformação lenta. Na literatura está proposto um diagrama que exprime a condição termodinâmica de ocorrerem diversos modos de CSTAP na liga 600: partiu-se de diagramas de potencial x pH (diagramas de Pourbaix), para a liga 600 imersa em água primária à alta temperatura (3000C a 3500C). Sobre ele, determinaram-se os submodos de corrosão, a partir de dados experimentais. Em seguida acrescentou-se uma dimensão adicional ao diagrama, correlacionando uma variável a que se denominou fração de resistência à corrosão sob tensão. No entanto, é possível acrescentar-se outras variáveis que exprimem a cinética de iniciação e/ou crescimento de trinca, provenientes de outras modelagens de CSTAP. A contribuição original deste trabalho se insere nessa fase: partindo-se de uma condição de ensaio de potencial versus pH, foram iniciadas as modelagens de um modelo empírico-comparativo, um semi-empírico-probabilístico, um de tempo de iniciação e um de taxa de deformação, a partir dos ensaios experimentais e superpostas a essa condição. Esses exprimem respectivamente a susceptibilidade à CSTAP, o tempo de falha, e nos dois últimos o tempo de iniciação de falha por corrosão sob tensão. Os resultados foram comparados com os da literatura e se mostraram coerentes. Através desse trabalho, obteve-se uma metodologia de modelagem a partir de dados experimentais.

    Palavras-Chave: fracture mechanics; stress corrosion; nickel base alloys; pwr type reactors; reactor control systems; control rod drives; cracks

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  • IPEN-DOC 01912

    ESTEVES, A.M.; SILVA, A.T. . Modelagem da interacao pastilha-revestimento de PWRs. In: 7o. SIMPOSIO BRASILEIRO SOBRE TUBULACOES E VASOS DE PRESSAO, 7-9 de outubro, 1992, Florianopolis, SC. 1992.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; fuel rods; irradiation; fuel pellets; cladding; computerized simulation

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  • IPEN-DOC 02113

    BRAGA, C.C.; NAKATA, H.. Modelagem do acidente de TMI-2. In: 9o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, 25-29 de outubro, 1993, Caxambu, MG. 1993. p. 349-352.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; steam generators; reactor accidents; meltdown; performance

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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.

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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