Navegação por assunto "pwr type reactors"

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  • IPEN-PUB-394

    NAKATA, H.. Modelagem do circuito primario de uma planta nuclear. 1993. 26 p.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; primary coolant circuits; coolant loops; transients; simulation; corrections

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  • IPEN-DOC 05007

    MARAGNI, M.G.; BELCHIOR JUNIOR, A. ; PESSANHA, J.A.O.. Modelagem e estado estacionario do reator da INAP com o RELAP5/MOD2. 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. 507-510.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; r codes; reactor accidents; computerized simulation

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  • IPEN-DOC 02806

    PORFIRIO, ROGILSON N. da S. . Modelagem e simulacao do termo-fonte radioativo de produtos de fissao em reatores nucleares do tipo PWR. 1996. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 106 p. Orientador: Adimir dos Santos.

    Palavras-Chave: reactor simulators; source terms; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 05652

    RODRIGUES, LUIZ A.H. . Modelagem teorica-experimental da equacao da quantidade de movimento para geradores de vapor de reatores PWR. 1994. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 139 p. Orientador: Valdemar Gutierrez Rodrigues.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; steam generators; mathematical models

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  • IPEN-DOC 14659

    ALY, O.F.; ANDRADE, A.H.P. ; MATTAR NETO, M. ; SZAJNBOK, M.; TOTH, H.J.. Modeling of primary water stress corrosion cracking (PWSCC) at control rod drive mechanism (CRDM) mozzles of pressurized water reactors (PWR). In: SHIPILOV, S.A. (Ed.); JONES, R.H. (Ed.); OLIVE, J.M. (Ed.); REBAK, R.B. (Ed.). Environmenta-induced cracking of materials. 2007. p. 143-151, DOI: 10.1016/b978-008044635-6.50053-4

    Palavras-Chave: pwr type reactors; heat resisting alloys; simulation; stress corrosion; cracks; control elements; nozzles

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  • IPEN-DOC 11449

    ALY, O.F.; PAES de ANDRADE, A.H. ; MATTAR NETO, M. ; SZAJNBOK, M.; TOTH, H.J.. Modeling of primary water stress corrosion cracking (PWSCC) at control rod drive mechanism (CRDM) nozzles of pressurized water reactors (PWR)in roadside soils. In: SHIPILOV, S. (Ed.). Environmentally induced cracking of materials II. Elsevier, 2005, 2005.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; heat resisting alloys; simulation; stress corrosion; cracks; control elements; nozzles

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  • IPEN-DOC 20977

    DIAS, RAPHAEL M. ; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO . Modeling of PWR fuel at extended burnup. 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; fuels; simulation; f codes; burnup; performance testing

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  • IPEN-DOC 19622

    ALY, OMAR F.; MATTAR NETO, MIGUEL ; SCHVARTZMAN, MONICA M. de A.M.; LIMA, LUCIANA I.L.. Modeling of tests of preliminary water stress corrosion cracking of alloy 182 of pressurized water reactor according to EPRI and USNRC recommendations. In: CONGRESSO INTERNACIONAL ANUAL DA ABM, 68th, July 30 - August 2, 2013, Belo Horizonte, MG. Proceedings... 2013.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; stress corrosion; cracks; alloys; hydrogen; us nrc; recommendations

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  • IPEN-DOC 20209

    ALY, OMAR F. ; MATTAR NETO, MIGUEL ; SCHVARTZMAN, MONICA M de A.M.; LIMA, LUCIANA I.L.. Modeling of tests of primary water stress corrosion cracking of alloy 182 of pressurized water reactor according to EPRI and USNRC recommendations. Journal of Technology Innovations in Renewable Energy, v. 3, p. 214-220, 2014.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; stress corrosion; cracking; nickel alloys; strain rate; materials testing

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  • IPEN-DOC 03992

    SANTOS, G.A. ; FREITAS, R.L. . Modelo bifasico para bombas de circulacao de reatores nucleares refrigerados a agua leve pressurizada. In: 3o. ENCONTRO NACIONAL DE CIENCIAS TERMICAS, 10-12 de dezembro, 1990, Itapema, SC. 1990.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; primary coolant circuits; loss of coolant; mathematical models

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  • IPEN-DOC 02288

    CABRAL, EDUARDO L.L. . Modelo matematico para o estudo do comportamento dinamico de geradores de vapor de tubos em U com circulacao natural. 1985. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 196 p. Orientador: Artur Jose Goncalves Faya.

    Palavras-Chave: mathematical models; steam generators; pwr type reactors; steam generators

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  • IPEN-DOC 05123

    CABRAL, E.L.L. ; FAYA, A.J.G. . Modelo matematico para o estudo do comportamento dinamico de geradores de vapor verticais de tubos em U com circulacao natural. In: 5o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES, 10-12 de abril, 1985, Rio de Janeiro, RJ. 1985. p. 508-522.

    Palavras-Chave: mathematical models; steam generators; natural convection; steady-state conditions; transients; experimental data; comparative evaluations; reactor components; pwr type reactors; computerized simulation

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  • IPEN-DOC 05119

    SANNAZZARO, L.R. . Um modelo para calculos de queima de gadolinio em PWR. In: 4o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES, 3-5 de novembro, 1983, Itaipava, RJ. 1983.

    Palavras-Chave: burnup; fuel elements; pwr type reactors; burnable poisons; gadolinium; gadolinium isotopes; reactor cells; comparative evaluations

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  • IPEN-PUB-187

    TRINDADE, C.E.; MATTOS, J.R.L. ; PERROTTA, J.A. . Um modelo para determinacao do sistema de amortecimento de queda do elemento de controle para reatores do tipo PWR. 1988. 8 p.

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

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  • IPEN-DOC 01699

    SOUZA, A.L. ; FAYA, A.J.G. . Modelo simplificado do circuito primario de um PWR. In: 2o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 24-29 de abril, 1988, Rio de Janeiro. 1988. p. 415-424.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; r codes; primary coolant circuits; heat transfer; pressurizers; transients; reactor cores

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  • IPEN-PUB-172

    SOUZA, A.L. ; FAYA, A.J.G. . Modelo simplificado do circuito primario de um PWR. 1988. 9 p.

    Palavras-Chave: homogenization methods; pressurizers; primary coolant circuits; pwr type reactors; r codes; reactor cores; simulation; thermal conduction; transients

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  • IPEN-DOC 27926

    GIOVEDI, C.; ABE, A. ; MUNIZ, R.O.R. ; GOMES, D.S. ; SILVA, A.T. ; MARTINS, M.R.. Modification of fuel performance code to evaluate iron-based alloy behavior under LOCA scenario. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 9, n. 2A, p. 1-14, 2021. DOI: 10.15392/bjrs.v9i2A.393

    Abstract: Accident tolerant fuels (ATF) has been studied since the Fukushima Daiichi accident in the research efforts to develop new materials which under accident scenarios could maintain the fuel rod integrity for a longer period compared to the cladding and fuel system usually utilized in Pressurized Water Reactors (PWR). The efforts have been focused on new materials applied as cladding, then iron-base alloys appear as a possible candidate. The aim of this paper is to implement modifications in FRAPCON and FRAPTRAN fuel performance codes to evaluate the behavior of iron-based alloys under Loss-of-Coolant Accident (LOCA) scenario. For this, initially the properties related to the thermal and mechanical behavior of iron-based alloys were obtained from the literature, appropriately adapted and introduced in the fuel performance code subroutines. The adopted approach was step by step modifications, where different versions of the code were created. The assessment of the implemented modification was carried out simulating an experiment available in the open literature (IFA-650.5) related to zirconium-based alloy fuel rods submitted to LOCA conditions. The obtained results for the iron-based alloy were compared to those obtained using the regular version of the fuel performance code for zircaloy-4. The obtained results have shown that the most important properties to be changed are those from the subroutines related to the mechanical properties of the cladding. The results obtained have shown that the burst is observed at a longer time for fuel rods with iron-based alloy, indicating the potentiality of this material to be used as cladding with ATF purposes.

    Palavras-Chave: ; stainless steel-348; accident-tolerant nuclear fuels; fuel rods; iron alloys; computerized simulation; f codes; loss of coolant; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 24012

    GIOVEDI, CLAUDIA; ABE, ALFREDO ; MUNIZ, RAFAEL O.R. ; GOMES, DANIEL de S. ; SILVA, ANTONIO T. e ; MARTINS, MARCELO R.. Modification of fuel performance code to evaluate iron-based alloy behavior under loca scenario. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Abstract: Accident tolerant fuels (ATF) has been studied since the Fukushima Daiichi accident in the research efforts to develop new materials which under accident scenarios could maintain the fuel rod integrity for a longer period compared to the cladding and fuel system usually utilized in Pressurized Water Reactors (PWR). The efforts have been focused on new materials applied as cladding, then iron-base alloys appear as a possible candidate. The aim of this paper is to implement modifications in a fuel performance code to evaluate the behavior of ironbased alloys under Loss-of-Coolant Accident (LOCA) scenario. For this, initially the properties related to the thermal and mechanical behavior of iron-based alloys were obtained from the literature, appropriately adapted and introduced in the fuel performance code subroutines. The adopted approach was step by step modifications, where different versions of the code were created. The assessment of the implemented modification was carried out simulating an experiment available in the open literature (IFA-650.5) related to zirconium-based alloy fuel rods submitted to LOCA conditions. The obtained results for the iron-based alloy were compared to those obtained using the regular version of the fuel performance code for zircaloy-4. The obtained results have shown that the most important properties to be changed are those from the subroutines related to the mechanical properties of the cladding. The results obtained have shown that the burst is observed at a longer time for fuel rods with iron-based alloy, indicating the potentiality of this material to be used as cladding with ATF purposes.

    Palavras-Chave: accident-tolerant nuclear fuels; cladding; computerized simulation; f codes; fuel rods; iron alloys; loss of coolant; performance; pwr type reactors; stainless steel-348

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  • IPEN-DOC 15307

    BIANCHI, PAULO H. ; BAPTISTA FILHO, BENEDITO D. . Monitoring and operational support on nuclear power plants using an artificial intelligence system. 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: artificial intelligence; data acquisition; decision making; experimental data; nuclear power plants; pwr type reactors; reactor monitoring systems; reactor operation; reactor operators; reliability; transients

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  • IPEN-DOC 27844

    PEREIRA, IRACI M. ; MORAES, DAVI A. . Monitoring system for an experimental facility using GMDH methodology. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 8, n. 3B, p. 1-12, 2021. DOI: 10.15392/bjrs.v8i3B.663

    Abstract: This work presents a Monitoring System based on the GMDH - Group Method of Data Handling methodology applied in an Experimental Test Facility. GMDH is a combinatorial multi-layer algorithm in which a network of layers and nodes is generated using a number of inputs from the data stream being evaluated. The GMDH method is based on an underlying assumption that the data can be modeled by using an approximation of the Volterra Series or Kolmorgorov-Gabor polynomial. The Fault Test Experimental Facility was designed inspired in a PWR nuclear power plant and is composed by elements that correspond to the pressure vessel, steam generator, pumps of the primary and secondary reactor loops. The nuclear reactor core is represented by an electrical heater with different values of power. The exper-imental plant is fully instrumented with sensors and actuators. The Fault Test Experimental Facility can be operated to generate normal and faulty data. These failures can be added initially with small magnitude, and their magnitude being increasing gradually in a controlled way. The database will interface with the plant supervisory system SCADA (Super-visory Control and Data Acquisition) that provides the data through standard interface.

    Palavras-Chave: algorithms; artificial intelligence; computerized simulation; failures; g codes; polynomials; pwr type reactors; reactor cores; s codes; test facilities; volterra integral equations

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Autor: Maprelian

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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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