Navegação por Autores IPEN "FALOPPA, ALTAIR A."

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  • IPEN-DOC 30153

    LOBO, RAQUEL de M. ; CASTAGNET, MARIANO ; MIRANDA, CARLOS A. de J. ; FALOPPA, ALTAIR A. ; LIMA, JOSE R. de ; MATTAR NETO, MIGUEL ; PEREIRA, LETICIA dos S. ; ANDRADE, ARNALDO H.P. de . Correlations of mechanical properties by SPT (Small Punch Test) and conventional tensile test for Al 6061 – T6. In: BRAZIL MRS MEETING, 21st, October 1-5, 2023, Maceió, AL. Abstract... São Carlos, SP: Aptor Software, 2023. p. 1084-1084.

    Abstract: The Small Punch Test (SPT) was development by nuclear industries to analyses mechanical properties of irradiated materials principally by small volume of the samples. This technique intend to evaluate the materials behavior during the time life of nuclear reactors, where yours properties changed by irradiation intensity and exposition time. It is considered an almost ¨non-destructive” method [2] due to small sample volume and its applications are spreading for use in situations where conventional methods do not apply. SPT consists of pressing a sphere, with a diameter equal to 2.5 mm, in a miniaturized sample of circular geometry (diameter d = 8 mm and thickness about 0.5 mm)[1], which has fixed edges, tested in conventional mechanical testing machines with the aid of a device developed for their achievement. In this work, mechanical properties of aluminum (Al 6061-T6) were abstained by two different methods: conventional tensile test and the small punch test (SPT). The SPT results depends on graph interpretations and discussions take place at now. Correlations of results guide us in choosing the most appropriated method for interpreting the force x displacement graph from SPT.

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  • IPEN-DOC 19458

    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

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  • IPEN-DOC 21009

    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

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  • IPEN-DOC 21207

    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

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  • IPEN-DOC 18771

    TORRES, WALMIR M. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; MATTAR NETO, MIGUEL ; FALOPPA, ALTAIR A. ; OTOMO, HARUYUKI ; RICCI, WALTER ; PIRES, ANTONIO L. ; FERNANDO, ALBERTO J.; BERRETTA, JOSE R.; CARVALHO, RICARDO N.; TOYODA, EDUARDO Y.. On the water for filling and draining procedures for the IEA-R1 beam holes. In: TECHNICAL MEETING ON THE SAFETY OF EXPERIMENTS FOR RESEARCH REACTORS, 16th, June 11-15, 2012, Vienna, Austria. Proceedings... 2012. p. 10-40.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; reactor experimental facilities; beam holes; safety

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  • IPEN-DOC 28794

    FALOPPA, ALTAIR A. . Participação em workshop de treinamento em ensaios não destrutivos, inspeção em serviço e monitoramento online de reatores de pesquisa. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Junho, 2022. (IPEN-CEN-FRH-CEN-054-00-INFT-001-00). Restrito.

    Título do projeto: Monitoramento de Reatores de Pesquisa

    Palavras-Chave: research reactors; training reactors; nondestructive testing; monitoring; meetings

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  • IPEN-DOC 24909

    FALOPPA, ALTAIR A. ; JUNQUEIRA, FERNANDO de C. ; OLIVEIRA, OTÁVIO L. DE . Procedimento para desmontagem e remontagem do núcleo do reator IPEN/MB-01. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Março, 2018. (IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-104-00). Restrito.

    Título do projeto: RMB

    Abstract: Este documento tem como objetivo descrever as etapas de desmontagem do núcleo atual (combustível tipo varetas) e montagem do novo núcleo (combustível tipo placas) do Reator Nuclear IPEN/MB-01 incluindo a sequência, o descritivo e os requisitos para a execução do escopo.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; fuel rods; fuel plates; reactors; decommissioning; fuel assembly dismantling; fuel assemblies; switches

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  • IPEN-DOC 21008

    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

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  • IPEN-DOC 28801

    FALOPPA, ALTAIR A. ; JUNQUEIRA, FERNANDO de C. ; LANDIM, HUGO R. . Relatório de acompanhamento da desmontagem do núcleo tipo vareta e montagem do núcleo tipo placa do reator nuclear IPEN/MB-01. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Junho, 2022. (IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-118-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Abstract: Este documento tem como objetivo descrever a execução da desmontagem do núcleo de combustível tipo varetas e a montagem do novo núcleo combustível tipo placas do Reator Nuclear IPEN/MB-01 incluindo os registros da empresa contratada e os testes de funcionamento dos sistemas de queda.

    Palavras-Chave: reactor dismantling; fuel rods; reactor maintenance; fuel plates; control elements

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  • IPEN-DOC 17122

    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

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  • IPEN-DOC 26369

    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

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  • IPEN-DOC 24028

    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

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  • IPEN-DOC 26370

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. ; OLIVEIRA, CARLOS A. de ; JUNQUEIRA, FERNANDO C. ; FIGUEIREDO, CAROLINA D.R. ; SANTOS, MARCELO M. dos ; CARVALHO, DANIEL S.M. ; MATTAR NETO, MIGUEL . Structural integrity analysis of the heavy water reflector tanks of the IPEN/MB-01 Reactor. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5306-5321.

    Abstract: The IPEN/MB-01 is a zero power research reactor designed and built by IPEN in partnership with the Brazilian Navy. This reactor is located in IPEN and began operating in 1988. IPEN/MB-01 has been used as an experimental facility for studies on neutron parameters of nuclear reactors moderated by light water. In 2016, a project to modify the core structure of IPEN/MB-01 Reactor was initiated. This project aims the replacement of the rod-type fuel structure for a plate-type one. In order to optimize the performance of the experiments, four tanks filled with D2O were installed around the core. This new core will contain fuel elements that are similar to the ones that will be used in the Brazilian Multipurpose Reactor. In this paper, a complete structural integrity analysis of the four heavy water reflector tanks installed in IPEN/MB-01 Reactor is presented. A numerical analysis was performed applying the finite element method, using ANSYS software and considering ASME Code VIII, division 2.

    Palavras-Chave: a codes; finite element method; fuel elements; fuel integrity; heavy water; ipen-mb-1 reactor; numerical analysis; reactor cores; stress analysis; tanks

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  • IPEN-DOC 29197

    LOBO, RAQUEL de M. ; CASTAGNET, MARIANO ; MIRANDA, CARLOS A. de J. ; LIMA, JOSE R. de ; FALOPPA, ALTAIR A. ; MATTAR NETO, MIGUEL ; PEREIRA, LETICIA dos S. ; ANDRADE, ARNALDO H.P. de . The use of miniaturized samples to determine mechanical properties of materials. In: BRAZIL MRS MEETING, 20th, September 25-29, 2022, Foz do Iguaçu, PR. Abstract... São Carlos, SP: Aptor Software, 2022.

    Abstract: The caracterization of irradiated materials through the SPT (Small Punch Test) technique uses miniaturized samples, with 8 mm in diameter and 0.5 mm in thickness, which has fixed edges, pressed by a sphere that has a diameter d=2.5 mm[1], tested in convencional mechanical testing machines, with the aid of a device developed for their achivement. This tecnique developed for nuclear industry can be used where conventional methods do not apply because it is considered an almost “non-destructive” method[2]due to the small sample volume. In this work two different devices were developed to perform tests at room and sub-zero temperature. The SPT tests will be carried out on standardized nuclear materials unirradiated (ferritic and stainless steels) for later correlation with conventional mechanical tests. Several mechanical properties will be obtained such as yield stress, tensile strength and fracture properties of the materials such as its toughness.

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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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