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  • IPEN-DOC 24578

    MAPRELIAN, E. ; TORRES, W.M. ; BELCHIOR JUNIOR, A. ; UMBEHAUN, P.E. ; SANTOS, S.C. ; FRANÇA, R.L. ; PRADO, A.C. ; MACEDO, L.A. ; SILVA, A.T. E ; BERRETTA, J.R. ; SABUNDJIAN, G. . Experiments of loss of coolant in the IEA-R1 reactor. In: 60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS, November 28 - December 01, 2017, São Paulo, SP. Abstract... São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, 2017. p. 58-58.

    Abstract: The Loss of Coolant Accident (LOCA) has been considered Design Basis Accident (DBA) for several kind of reactors. The test section for experimental (STAR) for simulation of LOCA, using the Instrumented Fuel Assembly (IFA) EC-208 was designed, assembled, commissioned, and used for the experiments at the IEA-R1 Reactor. The experiments were performed for five different levels of fuel uncovering and two heat decay conditions. The five levels consisted of one total and four partial uncovering of the IFA. The results obtained for each experiment were the section level and 13 IFA temperatures. A data acquisition system was used to record the process parameters. The STAR section has proved to be a very safe and efficient tool for fuel uncovering experiments to obtain thermal-hydraulic data for research and development, and for the data to be compared with safety analysis code calculations.

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  • IPEN-DOC 21041

    OLIVEIRA, F.B.V. ; ANDRADE, D.A. ; ANGELO, E.; ANGELO, G. ; BELCHIOR JUNIOR, A. ; TORRES, W.M. ; UMBEHAUN, P.E. . Gamma stability and powder formation of UMo alloys. 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: gamma radiation; stability; powders; alloys; eutectoids; molybdenum; uranium

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  • IPEN-DOC 21750

    UMBEHAUN, P.E. ; ANDRADE, D.A. de ; TORRES, W.M. ; RICCI FILHO, W. . IEA-R1 Nuclear Reactor: Facility specification and experimental results. In: INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY (Ed.). Research reactor benchmarking database. Vienna: IAEA, 2015. p. 1-30, (Tecnical Reports Series, 480).

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; nuclear facilities; experimental data; pipes; fuel assemblies; burnup; delayed neutrons; prompt neutrons; void coefficient

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  • IPEN-DOC 24611

    UMBEHAUN, P.E. ; ANDRADE, D.A. ; TORRES, W.M. ; RICCI, W. . Instrumented fuel assembly. In: 60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS, November 28 - December 01, 2017, São Paulo, SP. Abstract... São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, 2017. p. 87-88.

    Abstract: The flow rate in the channel between two fuel assemblies is very difficult to estimate or measured. This flow rate is very important to the cooling process of the external plates. This work presents the project and construction of an instrumented fuel assembly with the objectives of perform more accurate safety analysis for the IEA-R1 reactor; determine the actual cooling conditions (mainly in the outermost fuel plate) and validate computer codes used for thermalhydraulic and safety analysis of research reactors. Fourteen thermocouples were installed in this instrumented fuel assembly. Four in each lateral channel, one in the inlet nozzle and one in the outlet nozzle. There are three thermocouples in each channel to measure the clad temperature and one thermocouple to measure the fluid temperature. Three series of experiments, for three different core configuration were carried out with the instrumented fuel assembly. In two experiments a box was installed around the core to reduce the cross flow between the fuel assembly and measure the impact in the temperatures of external plates. The experimental results obtained with the instrumented fuel element are very consistent with the phenomenology involved. Given the amount of information generated and its utility in the design, improvement and qualification in construction, assembly and manufacturing of instrumented fuel, this project turned out to be an important landmark on the thermal-hydraulic study of research reactor cores. The proposed solutions could be useful for other research reactors.

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  • IPEN-DOC 10697

    ROCHA, R.T.V.; ANDRADE, D.A. ; SABUNDJIAN, G. ; BELCHIOR JUNIOR, A. ; UMBEHAUN, P.E. ; TORRES, W.M. . Modelagem do nucleo do reator IEA-R1 com o codigo RELAP5. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA E REATORES THERMAL HIDRAULICA, 14th, ago. 28 - set. 2, 2005, Santos, SP. Anais... Sao Paulo: ABEN, 2005, 2005.

    Palavras-Chave: boundary conditions; c codes; computerized simulation; fuel elements; iear-1 reactor; p codes; power distribution; r codes; reactor cores; reactor shutdown; temperature measurement; time dependence; validation

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  • IPEN-DOC 09552

    TORRES, W.M. ; UMBEHAUN, P.E. ; ANDRADE, D.A. ; SOUZA, J.A.B. . A MTR fuel element flow distribution measurement preliminary results. In: INTERNATIONAL MEETING ON REDUCED ENRICHMENT FOR RESEARCH AND TEST REACTORS, 25th, Oct. 5-10, 2003, Chicago, IL, USA. 2003.

    Palavras-Chave: fuel elements; fuel plates; flow rate; iear-1 reactor; reactor cores; reactor channels; pressure drop; thermal hydraulics; reactor safety

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  • IPEN-DOC 24584

    TORRES, W.M. ; UMBEHAUN, P.E. ; ANDRADE, D.A. ; SOUZA, J.A.B. . A MTR fuel element flow distribution measurement preliminary results. In: 60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS, November 28 - December 01, 2017, São Paulo, SP. Abstract... São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, 2017. p. 62-63.

    Abstract: An instrumented dummy fuel element (DMPV-01) with the same geometric characteristics of a MTR fuel element was designed and constructed for flow distribution measurement experiments at the IEA-R1 reactor core. This dummy element was also used to measure the flow distribution among the rectangular flow channels formed by element fuel plates. Two probes with two pressure taps were constructed and assembled inside the flow channels to measure pressure drop and the flow velocity was calculated using pressure drop equation for closed channels. This work presents the experimental procedure and results of flow distribution measurement among the flow channels. Results show that the flow rate in the peripheral channels is 10 to 15% lower than the average flow rate. It is important to know the flow rate in peripheral channels because of uncertainties in values of flow rate in the open channel formed by two adjacent fuel elements. These flow rates are responsible by the cooling of external fuel plates.

    Palavras-Chave: cooling; experimental data; flow rate; fluid flow; fuel channels; fuel elements; fuel plates; mtr reactor; pressure drop; pressure measurement; spatial distribution; velocity

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  • IPEN-DOC 15470

    SILVA, A.T. ; ALMEIDA, C.T.; UMBEHAUN, P.E. ; YAMAGUSHI, M. ; SILVA, J.E.R. ; LUCKI, G.. Neutronic and thermal-hydraulics calculations of U-Mo dispersion fuel for utilization in the IEA-R1 reactor core. In: INTERNATIONAL TOPICAL MEETING ON RESEARCH REACTOR FUEL MANAGEMENT, 10th, April 30 - May 3, 2006, Sofia, Bulgaria. Proceedings... 2006. p. 145-149.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; reactor cores; uranium; molybdenum; dispersion nuclear fuels; materials testing reactors; reactor operation; programming

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  • IPEN-DOC 25814

    DURAZZO, M. ; UMBEHAUN, P.E. ; TORRES, W.M. ; SOUZA, J.A.B. ; SILVA, D.G. ; ANDRADE, D.A. . Procedures for manufacturing an instrumented nuclear fuel element. Progress in Nuclear Energy, v. 113, p. 166-174, 2019. DOI: 10.1016/j.pnucene.2019.01.021

    Abstract: The IEA-R1 is an open pool research reactor that operated for many years at 2 MW. The reactor uses plate type fuel elements which are formed by assembling eighteen parallel fuel plates. During the years of reactor operation at 2 MW, thermohydraulic safety margins with respect to design limits were always very high. However, more intense oxidation on some external fuel plates was observed when the reactor power was increased to 5 MW. At this new power level, the safety margins are significantly reduced due to the increase of the heat flux on the plates. In order to measure, experimentally, the fuel plate temperature under operation, an instrumented fuel element was constructed to obtain temperature experimental data at various positions of one or more fuel plates in the fuel element. The manufacturing method is characterized by keeping the original fuel element design specifications. Type K stainless sheathed thermocouples are mounted into supports pads in unrestricted positions. During the fuel element assembling, the supports pads with the thermocouples are mechanically fixed by interference between two adjacent fuel plates. The thermocouple wires are directed through the space existing at the bottom of the mounting slot where the fuel plate is fixed to the side plates. The number of thermocouples installed is not restricted and depends only on adaptations that can be made on the mounting slots of the standard fuel element side plates. This work describes the manufacturing procedures for assembling such an instrumented fuel element.

    Palavras-Chave: fuel elements; iear-1 reactor; research reactors; fuel plates; fuel fabrication plants; thermocouples

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  • IPEN-DOC 10707

    BITELLI, U.D. ; JEREZ, R. ; YAMAGUCHI, M. ; UMBEHAUN, P.E. ; SANTOS, A.; VENEZIANI, C.L. . Proposta de aumento de potencia do reator IPEN/MB-01. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA E REATORES THERMAL HIDRAULICA, 14th, ago. 28 - set. 2, 2005, Santos, SP. Anais... Sao Paulo: ABEN, 2005, 2005.

    Palavras-Chave: e codes; engineered safety systems; f codes; feasibility studies; power distribution; reactor accidents; reactor cores; reactor safety; risk assessment; safety analysis; scram; temperature distribution; thermal hydraulics; time dependence

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  • IPEN-DOC 12260

    TEIXEIRA e SILVA, A. ; TERREMOTO, L.A.A. ; SILVA, J.E.R. ; ALMEIDA, C.T.; DAMY, M.A. ; UMBEHAUN, P.E. ; YAMAGUCHI, M. . Qualification program of research reactor fuels manufactured at IPEN-CNENSP. Progress in Nuclear Energy, v. 50, n. 7, p. 795-799, 2008.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; research reactors; dispersion nuclear fuels

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  • IPEN-DOC 28529

    SCURO, N.L. ; ANGELO, G. ; ANGELO, E.; UMBEHAUN, P.E. ; TORRES, W.M. ; SANTOS, P.H.G. ; FREIRE, L.O. ; ANDRADE, D.A. . RANS-based CFD calculation for pressure drop and mass flow rate distribution in an MTR fuel assembly. Nuclear Science and Engineering, v. 195, n. 4, p. 349-366, 2021. DOI: 10.1080/00295639.2020.1825306

    Abstract: This work presents a Reynolds-averaged Navier Stokes–based computational fluid dynamics methodology for the calculation of pressure drop and mass flow rate distribution in a material test reactor flat-plate-type standard fuel assembly (SFA) of the IEA-R1 Brazilian research reactor to predict future improvements in newer SFA designs. The results improve the understanding of the origin of fuel plate oxidation due to high temperatures, and consequently, due to the internal flow dynamics. All numerical analyses were performed with the ANSYS-CFX® commercial code. The observed results show that the movement pin decreases the central channel mass flow due to the length of the vortex at the inlet region. However, the outlet nozzle showed greater general influence in the flow dynamics. It should have a more gradual cross-section transition being away from the fuel plates or a squarer-shaped design to get a more homogeneous mass flow distribution. Optimizing both regions could lead to a better cooling condition. The validation of the IEA-R1 numerical methodology was made by comparing the McMaster University’s dummy model experiment with a numerical model that uses the same numerical methodology. The experimental data were obtained with laser Doppler velocimetry, and the comparison showed good agreement for both pressure drop and mass flow rate distribution using the Standard k-ω turbulence model.

    Palavras-Chave: computer calculations; computerized simulation; fluid mechanics; materials testing; reactor materials

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  • IPEN-DOC 10651

    ANDRADE, D.A. ; SABUNDJIAN, G. ; UMBEHAUN, P.E. ; TORRES, W.M. . Simulacao de acidentes tipo LOCA em Angra 2 com o codigo RELAP5/MOD3.2. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA E REATORES THERMAL HIDRAULICA, 14th, ago. 28 - set. 2, 2005, Santos, SP. Anais... Sao Paulo: ABEN, 2005, 2005.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; computerized simulation; eccs; experimental data; loss of coolant; primary coolant circuits; r codes; reactor cores; temperature dependence; thermal hydraulics; time dependence; transients

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  • IPEN-DOC 10640

    ANDRADE, D.A. ; SABUNDJIAN, G. ; UMBEHAUN, P.E. ; TORRES, W.M. ; BELCHIOR JUNIOR, A. ; ROCHA, R.T.V.; FERNANDES, T.D.J.; CARVALHO, A.D.. Simulacao e analise do fenomeno de circulacao natural monofasica e bifasica no circuito experimental instalado na engenharia quimica POLI-USP, com o codigo RELAP5. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA E REATORES THERMAL HIDRAULICA, 14th, ago. 28 - set. 2, 2005, Santos, SP. Anais... Sao Paulo: ABEN, 2005, 2005.

    Palavras-Chave: reactors; natural convection; simulation; r codes

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  • IPEN-DOC 06252

    BARROSO, A.C.O. ; MAIORINO, J.R. ; MOREIRA, J.M.L. ; BASTOS, J.L.F. ; SILVA, J.E.R. ; LIMA, F.R.A.; YAMAGUCHI, M. ; LYRA, C.A.B.O.; AZEVEDO, C.V.G.; UMBEHAUN, P.E. ; FERREIRA, C.R.; MAPRELIAN, E. ; ANDRADE e SILVA, G.S. ; YORIYAZ, H. ; BARROS FILHO, J.A.; TERREMOTO, L.A.A. ; SANTOS, R.S.. Studies for a multipurpose research reactor for the CRCN/CNEN-PE. In: 21st INTERNATIONAL MEETING ON REDUCED ENRICHMENT FOR RESEARCH AND TEST REACTORS, October 18-23, 1998, Sao Paulo, SP. 1998.

    Palavras-Chave: brazilian cnen; planning; research reactors; nuclear facilities; reactor cores; design; engineered safety systems; cost estimation

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  • IPEN-DOC 09546

    UMBEHAUN, P.E. ; TORRES, W.M. . Thermal-hydraulic analysis of the IEA-R1 research reactor - a comparison between ideal and actual conditions. In: INTERNATIONAL CONGRESS OF MECHANICAL ENGINEERING, 17th, Nov. 10-14, 2003, Sao Paulo, SP. Proceedings... 2003.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; thermal hydraulics; fuel elements; fuel plates; flow rate; f codes; nucleate boiling; computer codes; reactor safety

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  • IPEN-DOC 24612

    UMBEHAUN, P.E. ; TORRES, W.M. . Thermal-hydraulic analysis of the IEA-R1 research reactor – a comparison between ideal and actual conditions. In: 60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS, November 28 - December 01, 2017, São Paulo, SP. Abstract... São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, 2017. p. 88-88.

    Abstract: Thermal-hydraulic analysis were performed for the IEA-R1 research reactor considering ideal, estimated and actual flow rate conditions through the fuel elements. The ideal conditions were obtained dividing the total primary flow rate among the fuel elements and the estimated conditions were calculated using the computer program FLOW. The actual flow rate conditions were experimentally measured using an instrumented dummy fuel element. The results show that the actual conditions are far from ideal and calculated ones due to the high bypass flow that deviates the active reactor core through the irradiation devices, gaps, couplings, etc..Thus, the safety margins are smaller for the actual flow conditions.

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  • IPEN-DOC 09553

    TORRES, W.M. ; UMBEHAUN, P.E. ; ANDRADE, D.A. ; YAMAGUCHI, M. ; SOUZA, J.A.B. . Thermal-hydraulic design of a fuel mini-plate irradiator for the IEA-R1 research reactor. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON RESEARCH REACTOR (UTILIZATION, SAFETY, DECOMMISSIONING, FUEL AND WASTE MANAGEMENT), Nov. 10-14, 2003, Santiago, Chile. 2003.

    Palavras-Chave: fuel plates; thermal hydraulics; design; irradiation devices; parametric analysis; flow rate; pressure drop; experimental data; computer codes; iear-1 reactor; reactor safety

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  • IPEN-DOC 24791

    SCURO, N.L. ; SANTOS, P.G. ; UMBEHAUN, P.E. ; ANDRADE, D.A. ; ANGELO, E.; ANGELO, G.. Transient cfd analysis of the flow inversion of the nuclear research reactor IEA-R1. In: EUROPEAN RESEARCH REACTOR CONFERENCE, March 11-15, 2018, Munich, Germany. Proceedings... Brussels, Belgium: European Nuclear Society, 2018.

    Abstract: The IEA-R1 research reactor works with a downflow direction, but after pumps shutdown during a LOFA test, the reactor shutdown. The heat decay will be removed by natural convection, which is an upward flow, originating flow inversion. Using the Instrumented Fuel Element designed at the Institute for Energy and Nuclear Research (IPEN), the loss of flow accident (LOFA) was analyzed along instrumented fuel plates. The preliminary results showed temperature peaks during inversion, which is as much representative as in nominal operation at 3.5MW. Therefore, these experimental data lead a construction and validation of a transient three-dimensional numerical analysis for a single fuel channel using the ANSYS-CFX® commercial code. The numerical results show improvement in obtaining more properties, e.g., wall heat transfer coefficient, which is usually obtained through empirical correlations.

    Palavras-Chave: research reactors; mathematical models; iear-1 reactor; numerical data; loss of flow; loss of coolant; reactor accidents; reactor safety; criticality; computer codes; computerized simulation; fluid mechanics

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  • IPEN-DOC 15394

    MESQUITA, R.N. ; LIBARDI, R.M.P. ; MASOTTI, P.H.F. ; SABUNDJIAN, G. ; ANDRADE, D.A. ; UMBEHAUN, P.E. ; TORRES, W.M. ; CONTI, T.N. ; MACEDO, L.A. . Two-phase flow patterns recognition and parameters estimation through natural circulation test loop image analysis. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON BOILING HEAT TRANSFER, May 3-7, 2009, Florianopolis, SC. Proceedings... 2009.

    Palavras-Chave: boiling detection; boiling; bubble growth; departure nucleate boiling; gas flow; heat transfer; identification systems; liquid flow; natural convection; nucleation; pattern recognition; thermal analysis; thermosyphons; turbulent flow; two-phase flow; visibility

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Buscar os artigos apresentados em um evento internacional de 2015, sobre loss of coolant, do autor Maprelian.

Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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Ano de publicação: 2015

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O gerenciamento do Repositório está a cargo da Biblioteca do IPEN. Constam neste RI, até o presente momento 20.950 itens que tanto podem ser artigos de periódicos ou de eventos nacionais e internacionais, dissertações e teses, livros, capítulo de livros e relatórios técnicos. Para participar do RI-IPEN é necessário que pelo menos um dos autores tenha vínculo acadêmico ou funcional com o Instituto. Nesta primeira etapa de funcionamento do RI, a coleta das publicações é realizada periodicamente pela equipe da Biblioteca do IPEN, extraindo os dados das bases internacionais tais como a Web of Science, Scopus, INIS, SciElo além de verificar o Currículo Lattes. O RI-IPEN apresenta também um aspecto inovador no seu funcionamento. Por meio de metadados específicos ele está vinculado ao sistema de gerenciamento das atividades do Plano Diretor anual do IPEN (SIGEPI). Com o objetivo de fornecer dados numéricos para a elaboração dos indicadores da Produção Cientifica Institucional, disponibiliza uma tabela estatística registrando em tempo real a inserção de novos itens. Foi criado um metadado que contém um número único para cada integrante da comunidade científica do IPEN. Esse metadado se transformou em um filtro que ao ser acionado apresenta todos os trabalhos de um determinado autor independente das variáveis na forma de citação do seu nome.

A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.

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