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Navegação por autor "FAINER, GERSON"
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FAINER, GERSON
; FALOPPA, ALTAIR A.
; ALMEIDA, JOEDSON T. de
.
Circuito Orquídea: avaliação estrutural do pressurizador V-102.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Julho,
2018.
(IPEN-CEN-PSE-RMB-007-00-RELT-006-00). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos
Abstract:
O objetivo deste relatório técnico é documentar a avaliação mecânica do: “ Pressurizador
V-102” do Circuito Experimental de Água (“CEA”) do IPEN, também conhecido como
“Loop 70”, para se verificar a possibilidade de sua reutilização no Circuito Hidrodinâmico
para testes de Elementos Combustíveis – Orquídea.
O projeto e construção do Pressurizador V-102 foi desenvolvido com o código ASME VIII
division 1 no ano de 1977.
O Pressurizador V-102 foi avaliado, através da análise estrutural das partes mecânicas,
aplicando o código do projeto original, ou seja, ASME VIII division 1 nas seguintes
condições:
Pressão interna = 2.0 N/mm2;
Temperatura de Operação = 60º C.
Os resultados da avaliação podem ser resumidos conforme descrito abaixo:
Espessura de parede das partes mecânicas pressurizadas atendem os requisitos de
espessura mínima;
A máxima pressão de trabalho (MAWP) é 5.8 N/mm2;
Os bocais não requerem reforço;
Os bocais: N1, instalado em um flange cego, e N4, prolongado para o interior do vaso
V-102 são configurações estruturais não previstas pelo código ASME VIII, Division 1
A distância entre bocais atende o critério da distância mínima;
As tensões nos flanges, de ½”, ¾”, 1½” e 10”, atendem os limites admissíveis;
O flange cego aparafusado de 10” e com um bocal instalado é uma configuração
estrutural não prevista pelo código ASME VIII, Division 1
As tensões nas soldas de topo e filete atendem os limites admissíveis;
Não foi encontrada nenhuma referência, relatório ou documento, que relate alguma
inspeção em serviço realizada nas partes mecânicas do Pressurizador V-102.
A avaliação estrutural do flange cego e bocais N1 & N4 foi desenvolvida, adotando-se a
metodologia do código ASME VIII division 2. Foi, então, realizada a análise de tensões do
Pressurizador V-102, aplicando-se o método das tensões elásticas, com o programa de análise
estrutural por elementos finitos ANSYS. As tensões equivalentes calculadas para o flange
cego e bocais N1 & N4, na condição de projeto e operação, atendem os limites prescritos pelo
código ASME VIII division 2.
Deste modo, está comprovada a adequação mecânica e estrutural das partes mecânicas do
Pressurizador V-102.
Considerando que não há registros de inspeções periódicas do Pressurizador V-102,
desde o início de sua operação em 1977, recomendamos, antes da sua reutilização no
circuito “Orquídea”, o seguinte procedimento:
“Inspeção Visual interna e externa das partes mecânicas do Pressurizador V-102”.
Palavras-Chave:
pressurizers;
fuel elements;
hydrodynamics
FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.; ALMEIDA, JOEDSON T. de.
Circuito Orquídea: avaliação estrutural do pressurizador V-102.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Julho,
2018.
(IPEN-CEN-PSE-RMB-007-00-RELT-006-00). Restrito.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29103. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
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FAINER, GERSON
; FALOPPA, ALTAIR A.
; ALMEIDA, JOEDSON T. de
.
Circuito Orquídea: avaliação estrutural do tanque de armazenamento / desaerador V-101.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Janeiro,
2018.
(IPEN-CEN-PSE-RMB-007-00-RELT-005-00). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos
Abstract:
O objetivo deste relatório técnico é documentar a avaliação mecânica do:
Tanque de Armazenamento / Desaerador (V-101)
do Circuito Experimental de Água (“CEA”) do IPEN, também conhecido como “Loop 70”,
para se verificar a possibilidade de sua reutilização no Circuito Hidrodinâmico para testes de
Elementos Combustíveis – Orquídea.
O projeto e construção do Tanque V-101 foi desenvolvido com o código ASME VIII division
1 no ano de 1977.
O Tanque V-101 foi avaliado, através da análise estrutural das partes mecânicas internas e
externas, aplicando o código do projeto original, ou seja, ASME VIII division 1.
Os resultados da avaliação podem ser resumidos conforme descrito abaixo:
Espessura de parede das partes mecânicas pressurizadas atendem os requisitos de
espessura mínima;
A máxima pressão de trabalho (“MAWP”) é 1.15 N/mm2;
Os bocais não requerem reforço;
A distância entre os bocais N5 e N10 é menor que a distância mínima, portanto, uma
análise de tensões, aplicando-se o método dos elementos finitos com o programa
ANSYS, desta região do casco cilíndrico próxima aos bocais foi realizada, observando
os requisitos do código ASME VIII division 2.
As tensões calculadas no casco cilíndrico e bocais N5 e N10 atendem os limites
prescritos pelo código ASME VIII, Division 1&2, na condição de projeto e operação;
As tensões nos flanges e parafusos atendem os limites admissíveis;
As tensões nas soldas de topo e filete atendem os limites admissíveis;
As tensões no perfil L das colunas atendem os limites admissíveis;
As placas de ancoragem foram calculadas aplicando-se o método dos elementos finitos
com o programa ANSYS, e as tensões resultantes atendem os limites admissíveis;
Não foi encontrado nenhuma referência, relatório ou documento, que relate alguma
inspeção em serviço realizada nas partes mecânicas do Tanque V-101.
Portanto, está comprovada a adequação mecânica e estrutural das partes mecânicas do Tanque
V-101.
Considerando que não há registros de inspeções periódicas do Tanque V-101, desde o
início de sua operação em 1977, recomendamos, antes da sua reutilização no circuito
“Orquídea”, o seguinte procedimento:
“Inspeção Visual interna e externa das partes mecânicas do Tanque V-101”.
Palavras-Chave:
storage;
tanks;
deaerators;
hydrodynamics;
welding;
fuel elements;
flanges;
mechanical efficiency;
evaluation
FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.; ALMEIDA, JOEDSON T. de.
Circuito Orquídea: avaliação estrutural do tanque de armazenamento / desaerador V-101.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Janeiro,
2018.
(IPEN-CEN-PSE-RMB-007-00-RELT-005-00). Restrito.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29102. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
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FALOPPA, ALTAIR A.
; FAINER, GERSON
; ELIAS, MARCOS V.; MATTAR NETO, MIGUEL
.
Comparative study of design of piping supports class 1, 2 and 3 considering german code KTA and ASMEIII - NF.
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:
bending;
comparative evaluations;
design;
friction;
load analysis;
pipes;
pwr type reactors;
safety;
shear;
standards;
stress analysis;
supports;
tensile properties
FALOPPA, ALTAIR A.; FAINER, GERSON; ELIAS, MARCOS V.; MATTAR NETO, MIGUEL.
Comparative study of design of piping supports class 1, 2 and 3 considering german code KTA and ASMEIII - NF.
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.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/17354. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
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FALOPPA, ALTAIR A.
; FAINER, GERSON
.
Contrato IPEN x Work Industrial no. 5292 para a troca das tubulções e suportes do circuito primário do IEA-R1 - relatório de atividades.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN/CENM, janeiro,
2015.
(IPEN-CEN.CEN.PSE-IEAR1.125-00 -RELT-001-00). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos
Palavras-Chave:
iear-1 reactor;
contracts;
brazilian cnen;
pipes;
primary coolant circuits
FALOPPA, ALTAIR A.; FAINER, GERSON.
Contrato IPEN x Work Industrial no. 5292 para a troca das tubulções e suportes do circuito primário do IEA-R1 - relatório de atividades.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN/CENM, janeiro,
2015.
(IPEN-CEN.CEN.PSE-IEAR1.125-00 -RELT-001-00). Restrito.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25307. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
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FAINER, GERSON
; FALOPPA, ALTAIR A.
; OLIVEIRA, CARLOS A.
; MATTAR NETO, MIGUEL
.
IEA-R1 primary and secondary coolant piping systems coupled stress analysis.
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:
iear-1 reactor;
reactor cooling systems;
primary coolant circuits;
secondary coolant circuits;
stress analysis
FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.; OLIVEIRA, CARLOS A.; MATTAR NETO, MIGUEL.
IEA-R1 primary and secondary coolant piping systems coupled stress analysis.
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.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/17366. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
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FAINER, GERSON
; FALOPPA, ALTAIR A.
; OLIVEIRA, CARLOS A. de
; MATTAR NETO, MIGUEL
.
IEA-R1 renewed primary coolant piping system stress analysis.
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:
iear-1 reactor;
brazilian cnen;
primary coolant circuits;
pipes;
stress analysis
FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.; OLIVEIRA, CARLOS A. de; MATTAR NETO, MIGUEL.
IEA-R1 renewed primary coolant piping system stress analysis.
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.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23964. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
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MATTAR NETO, MIGUEL
; MIRANDA, CARLOS A. de J.
; FAINER, GERSON
; MOURAO, ROGERIO P..
Improvement on the numerical structural assessment of a half scale model of a nuclear spent fuel elements transportation package under 9m drop tests.
In: INTERNATIONAL SYMPOSIUM ON SOLID MECHANICS, 2rd,
May 25-27, 2011,
Florianopolis, SC.
Proceedings...
2011.
Palavras-Chave:
radioactive materials;
packaging;
research reactors;
spent fuel elements;
simulation;
impact tests
MATTAR NETO, MIGUEL; MIRANDA, CARLOS A. de J.; FAINER, GERSON; MOURAO, ROGERIO P.
Improvement on the numerical structural assessment of a half scale model of a nuclear spent fuel elements transportation package under 9m drop tests.
In:
INTERNATIONAL SYMPOSIUM ON SOLID MECHANICS, 2rd,
May 25-27, 2011,
Florianopolis, SC.
Proceedings...
2011.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/18018. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
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FALOPPA, ALTAIR A.
; FAINER, GERSON
.
Inspeção visual dos trechos da tubulção do Circuito Primário do Reator IEA-R1 que não foram trocados.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN/CENM, julho,
2014.
(IPEN-CEN.CEN.PSE-IEAR1.125-00 -INFT-001-00). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos
Palavras-Chave:
iear-1 reactor;
primary coolant circuits
FALOPPA, ALTAIR A.; FAINER, GERSON.
Inspeção visual dos trechos da tubulção do Circuito Primário do Reator IEA-R1 que não foram trocados.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN/CENM, julho,
2014.
(IPEN-CEN.CEN.PSE-IEAR1.125-00 -INFT-001-00). Restrito.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25308. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
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MATTAR NETO, MIGUEL
; MIRANDA, CARLOS A. de J.
; FAINER, GERSON
.
Nonlinear issues on the numerical simulations of the 9 meter drop test of a transportation package.
In: IBERIAN LATIN AMERICAN CONGRESS ON COMPUTATIONAL METHODS IN ENGINERRING, 29th,
November 4-11, 2008,
Maceio, Al.
Proceedings...
2008.
Palavras-Chave:
radiation transport;
packaging;
research reactors;
spent fuel elements;
simulation;
a codes
MATTAR NETO, MIGUEL; MIRANDA, CARLOS A. de J.; FAINER, GERSON.
Nonlinear issues on the numerical simulations of the 9 meter drop test of a transportation package.
In:
IBERIAN LATIN AMERICAN CONGRESS ON COMPUTATIONAL METHODS IN ENGINERRING, 29th,
November 4-11, 2008,
Maceio, Al.
Proceedings...
2008.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16005. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
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ANGELO, GABRIEL; ANDRADE, DELVONEI A. de
; FAINER, GERSON
; ANGELO, EDVALDO.
Nuclear research reactor IEA-R1 heat exchanger inlet nozzle flow - a preliminary study.
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:
a codes;
computerized simulation;
flow rate;
fluid flow;
fluid mechanics;
heat exchangers;
iear-1 reactor;
nozzles;
numerical data;
velocity
ANGELO, GABRIEL; ANDRADE, DELVONEI A. de; FAINER, GERSON; ANGELO, EDVALDO.
Nuclear research reactor IEA-R1 heat exchanger inlet nozzle flow - a preliminary study.
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.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16649. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
-
MATTAR NETO, MIGUEL
; MIRANDA, CARLOS A. de J.
; FAINER, GERSON
.
Numerical and experimental structural assessment of a half scale model of a nuclear spent fuel elements transportation package under 9 m drop tests.
In: INTERNATIONAL CONGRESS OF MECHANICAL ENGINEERING, 20th,
November 15-20, 2009,
Gramado, RS.
Proceedings...
2009.
Palavras-Chave:
spent fuel elements;
packaging;
transport;
safety analysis;
simulation;
finite element method
MATTAR NETO, MIGUEL; MIRANDA, CARLOS A. de J.; FAINER, GERSON.
Numerical and experimental structural assessment of a half scale model of a nuclear spent fuel elements transportation package under 9 m drop tests.
In:
INTERNATIONAL CONGRESS OF MECHANICAL ENGINEERING, 20th,
November 15-20, 2009,
Gramado, RS.
Proceedings...
2009.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/13103. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
-
MIRANDA, CARLOS A. de J.
; MATTAR NETO, MIGUEL
; FAINER, GERSON
.
Numerical simulation of a 9m free drop test in a 1:2 scale model cask for spent fuel elements of nuclear research reactors.
In: PROCEEDINGS OF THE REGIONAL WORKSHOP FOR CAST PROTOTYPE TESTING,
June 2-13, 2008,
Belo Horizonte, MG.
Proceedings...
2008.
Palavras-Chave:
research reactors;
spent fuel elements;
simulation
MIRANDA, CARLOS A. de J.; MATTAR NETO, MIGUEL; FAINER, GERSON.
Numerical simulation of a 9m free drop test in a 1:2 scale model cask for spent fuel elements of nuclear research reactors.
In:
PROCEEDINGS OF THE REGIONAL WORKSHOP FOR CAST PROTOTYPE TESTING,
June 2-13, 2008,
Belo Horizonte, MG.
Proceedings...
2008.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16025. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
-
FAINER, GERSON
; FALOPPA, ALTAIR A.
; OLIVEIRA, CARLOS A. de
; MATTAR NETO, MIGUEL
.
Refurbishment of the IEA-R1 primary coolant system piping supports.
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:
iear-1 reactor;
brazilian cnen;
primary coolant circuits;
pipes
FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.; OLIVEIRA, CARLOS A. de; MATTAR NETO, MIGUEL.
Refurbishment of the IEA-R1 primary coolant system piping supports.
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.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23963. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
-
FAINER, GERSON
.
Simulacao de acidentes de reatividade no reator tipo HTGR Fort Saint Vrain.
1980.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
Sao Paulo.
92 p.
Orientador: Jose Antonio Dias Dieguez.
Palavras-Chave:
accidents;
reactor accidents;
analog systems;
reactor simulators;
gas cooled reactors;
htgr type reactors;
programming;
b codes
FAINER, GERSON.
Simulacao de acidentes de reatividade no reator tipo HTGR Fort Saint Vrain.
Orientador: Jose Antonio Dias Dieguez.
1980.
92 f.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
Sao Paulo.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9344. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
-
FAINER, GERSON
; MIRANDA, CARLOS A. de J.
; MATTAR NETO, MIGUEL
.
Structural analysis of items in the pressure boundary of the IEA-R1 research reactor heat exchanger.
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:
a codes;
boundary conditions;
computerized simulation;
experimental data;
finite element method;
heat exchangers;
iear-1 reactor;
nozzles;
pressure dependence;
stress intensity factors;
stresses
FAINER, GERSON; MIRANDA, CARLOS A. de J.; MATTAR NETO, MIGUEL.
Structural analysis of items in the pressure boundary of the IEA-R1 research reactor heat exchanger.
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.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/15773. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
-
FAINER, GERSON
; FALOPPA, ALTAIR A.
; OLIVEIRA, CARLOS A. de
; MARTINS, LUCAS B.; MARCOLIN, GABRIEL; MATTAR NETO, MIGUEL
.
Structural analysis of the as-builted IEA-R1 primary coolant piping system using a complete three-dimensional model.
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:
iear-1 reactor;
stress analysis;
primary coolant circuits;
three-dimensional calculations
FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.; OLIVEIRA, CARLOS A. de; MARTINS, LUCAS B.; MARCOLIN, GABRIEL; MATTAR NETO, MIGUEL.
Structural analysis of the as-builted IEA-R1 primary coolant piping system using a complete three-dimensional model.
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.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/14086. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
-
FAINER, GERSON
; MIRANDA, CARLOS A. de J.
; MATTAR NETO, MIGUEL
.
Structural assessment of the IEA-R1 research reactor core matrix plate under loads from a new pneumatic irradiation system.
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:
a codes;
computerized simulation;
control elements;
experimental data;
finite element method;
fuel elements;
iear-1 reactor;
reactor cores;
stresses;
three-dimensional calculations
FAINER, GERSON; MIRANDA, CARLOS A. de J.; MATTAR NETO, MIGUEL.
Structural assessment of the IEA-R1 research reactor core matrix plate under loads from a new pneumatic irradiation system.
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.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11865. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
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FAINER, GERSON
; FALOPPA, ALTAIR A.
; OLIVEIRA, CARLOS A. de
; MATTAR NETO, MIGUEL
.
Structural evaluation of IEA-R1 primary system pump nozzles.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
October 22-27, 2017,
Belo Horizonte, MG.
Proceedings...
Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2017.
Abstract:
The IEA-R1 pumps of the primary coolant system may be required to withstand design and operational conditions.
IEA-R1 nuclear research reactor is an open pool type reactor operated by IPEN since 1957. The reactor can be operated up to 5MW heating power since it was upgraded in a modernization program conducted by IPEN.
The primary coolant system is composed by the piping system, decay tank, two heat pumps and two heat exchangers. In the latest arrangement upgrade of the primary system, conducted in 2014 as part of an aging management program, a partial replacement of the coolant piping and total replacement of piping and pump supports were done. As consequence, reviewed loads in the pump nozzles were obtained demanding a new evaluation of them.
The aim of this report is to present the structural evaluation of the pump nozzles, considering the new loads coming from the new piping layout, according to: API 610 code verification, Supplier loads and structural analysis applying finite element method, by using the ANSYS computer program, regarding ASME VIII Div 1 & 2 recommendations.
Palavras-Chave:
finite element method;
loading;
mechanical properties;
nozzles;
physical properties;
primary coolant circuits;
pumps;
stress analysis
FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.; OLIVEIRA, CARLOS A. de; MATTAR NETO, MIGUEL.
Structural evaluation of IEA-R1 primary system pump nozzles.
In:
INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
October 22-27, 2017,
Belo Horizonte, MG.
Proceedings...
Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2017.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28203. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
-
MIRANDA, CARLOS A.J.
; FAINER, GERSON
; MATTAR NETO, MIGUEL
.
Transient thermal analysis of a 1:2 scale cask for research reactors nuclear spent fuel elements considering thermal contacts and irradiation.
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:
a codes;
computerized simulation;
finite element method;
numerical analysis;
numerical data;
research reactors;
scale models;
specifications;
spent fuel casks;
spent fuel elements;
temperature distribution;
thermal analysis;
thermal radiation
MIRANDA, CARLOS A.J.; FAINER, GERSON; MATTAR NETO, MIGUEL.
Transient thermal analysis of a 1:2 scale cask for research reactors nuclear spent fuel elements considering thermal contacts and irradiation.
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.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16647. Acesso em: $DATA.
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-
MIRANDA, CARLOS A. de J.
; MAKIYAMA, CRISTIANE Y.; FAINER, GERSON
; SADAMITSU, MARLENE T.; MATTAR NETO, MIGUEL
.
Valve certification - fabrication and design aspects: A practical example.
In: 2009 ESSS SOUTH AMERICAN ANSYS USERS CONFERENCE,
November 10-13, 2009,
Florianopolis, SC.
Proceedings...
2009.
Palavras-Chave:
valves;
fabrication;
design;
certification
MIRANDA, CARLOS A. de J.; MAKIYAMA, CRISTIANE Y.; FAINER, GERSON; SADAMITSU, MARLENE T.; MATTAR NETO, MIGUEL.
Valve certification - fabrication and design aspects: A practical example.
In:
2009 ESSS SOUTH AMERICAN ANSYS USERS CONFERENCE,
November 10-13, 2009,
Florianopolis, SC.
Proceedings...
2009.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/13098. Acesso em: $DATA.
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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.
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.
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.