Navegação por Autores IPEN "FAINER, GERSON"
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FALOPPA, ALTAIR A.
; FAINER, GERSON
.
Cálculo da área de reforço das ramificações da tubulação do Circuito Primário do IEA-R1.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN/CENM, janeiro,
2015.
(IPEN-CEN.CEN.PSE-IEAR1.125-00 -RELT-002-00). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços TecnológicosPalavras-Chave: iear-1 reactor; two-dimensional calculations; pipes; primary coolant circuits
. Cálculo da área de reforço das ramificações da tubulação do Circuito Primário do IEA-R1. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN/CENM, janeiro, 2015. (IPEN-CEN.CEN.PSE-IEAR1.125-00 -RELT-002-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25306. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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.
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FALOPPA, ALTAIR A.
; FAINER, GERSON
.
Cálculo das soldas da tubulação substituida do Circuito Primario do IEA-R1.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN/CENM, janeiro,
2015.
(IPEN-CEN.CEN.PSE-IEAR1.125.00 -RELT-003-00). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos
Palavras-Chave: iear-1 reactor; pipes; primary coolant circuits; welded joints
. Cálculo das soldas da tubulação substituida do Circuito Primario do IEA-R1. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN/CENM, janeiro, 2015. (IPEN-CEN.CEN.PSE-IEAR1.125.00 -RELT-003-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25305. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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.
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ANDRADE, DELVONEI A.
; ANGELO, GABRIEL; FAINER, GERSON
; ANGELO, EDVALDO; UMBEHAUN, PEDRO E.
; TORRES, WALMIR M.
; SABUNDJIAN, GAIANE
; MACEDO, LUIZ A.
; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO
; CONTI, THADEU N.
; WATANABE, BRUNO C.; SAKAI, CAIO C.. A CFD model for the IEA-R1 reactor heat exchanger inlet nozzle flow.
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: a codes; computer calculations; computerized simulation; fluid flow; fluid mechanics; fuel element clusters; general circulation models; heat exchangers; heat transfer; iear-1 reactor; nozzles; reactor cooling systems
. A CFD model for the IEA-R1 reactor heat exchanger inlet nozzle flow. 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/123456789/16198. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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.
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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
. 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.Como referenciar este itemEsta 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.
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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
. 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.Como referenciar este itemEsta 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.
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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
. 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.Como referenciar este itemEsta 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.
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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
. 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.Como referenciar este itemEsta 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.
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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
. 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.Como referenciar este itemEsta 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.
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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
. 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.Como referenciar este itemEsta 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.
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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
. 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.Como referenciar este itemEsta 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.
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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
. 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.Como referenciar este itemEsta 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.
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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
. 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.Como referenciar este itemEsta 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.
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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
. 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.Como referenciar este itemEsta 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.
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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
. 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.Como referenciar este itemEsta 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.
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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
. 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.Como referenciar este itemEsta 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.
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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
. 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.Como referenciar este itemEsta 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.
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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
. 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.Como referenciar este itemEsta 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.
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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
. 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.Como referenciar este itemEsta 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.
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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
. 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.Como referenciar este itemEsta 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.
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FAINER, GERSON
; FALOPPA, ALTAIR A.
; ALMEIDA, JOEDSON T. de
; FIGUEIREDO, CAROLINA D.R.
; CARVALHO, DANIEL S.M.
; MATTAR NETO, MIGUEL
. Structural assessment of pressurizer V-102 of the circuit Orquídea.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
October 21-25, 2019,
Santos, SP.
Proceedings...
Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2019.
p. 5290-5305.
Abstract:
The Water Experimental Circuit (CEA) was built in IPEN in eighties and had the aim to perform thermal hydraulic experiments, simulating operational condition of Pressurized Water Reactors and Boiling Water Reactors. The CEA operated until 1984 and since then it was decommissioned. In order to do hydrodynamics tests in MTR fuel type elements of nuclear research reactor, in the years 2015, was conceived an experimental circuit named Orquidea, which shall operate with low pressure and temperature. This paper assess the mechanical and structural suitability of the Pressurizer V-102, that was used in the former Water Experimental Circuit (CEA) aiming reuse this vessel in new the circuit. The methodology applied to evaluate the vessel was based on ASME code, Section VIII, Division 1 & 2.
Palavras-Chave: a codes; flanges; fuel elements; hydrodynamics; mechanical properties; nozzles; numerical solution; pressurizers; pwr type reactors; reactor vessels; stress analysis; thermal hydraulics
. Structural assessment of pressurizer V-102 of the circuit Orquídea. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5290-5305. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30716. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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.
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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.