Navegação por Autores IPEN "UMBEHAUN, PEDRO E."

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  • IPEN-DOC 17037

    TORRES, WALMIR M. ; MACEDO, LUIZ A. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; ANDRADE, DELVONEI A. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; CONTI, THADEU N. ; MESQUITA, ROBERTO N. ; MASOTTI, PAULO H. ; ANGELO, GABRIEL. Frequency analysis for the thermal hydraulic characterization of a natural circulation circuit. 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: fluid flow; fourier transformation; heat treatments; heating; natural convection; reactor technology; reactors; thermal analysis; thermal hydraulics

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  • IPEN-DOC 23885

    SABUNDJIAN, GAIANE ; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; CONTI, THADEU das N. ; ROCHA, MARCELO da S. ; ANDRADE, DELVONEI A. de ; TORRES, WALMIR M. ; MACEDO, LUIZ A. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; MESQUITA, ROBERTO N. de ; LIMA, ANA C. de S. . Heat transfer mode in the core of the Angra 2 nuclear power plant during small break loca obtained with RELAP5 code. In: REUNIÃO DE TRABALHO SOBRE FÍSICA NUCLEAR NO BRASIL, 36., 1-5 de Setembro, 2013, São Sebastião, SP. Resumo... São Paulo: Sociedade Brasileira de Física, 2013. p. 1-1.

    Abstract: This work aims to identify the heat transfer mode with RELAP5/MOD3.2.gama code in the core of Angra 2 facility. The postulate accident is the Loss of Coolant Accident (LOCA) in the primary circuit for Small Break (SB), which is described in Chapter 15 of the Final Safety Analysis Report of Angra 2 (FSAR). The accident consists basically of the total break of the cold leg of Angra 2 facility. The rupture area considered was 380 cm2, which represents 100% of the primary circuit pipe °ow area. The Emergency Core Cooling System (ECCS) e±ciency is also tested in this accident. In this simulation, failure and repair criteria are adopted for the ECCS components in order to verify the system operation e±ciency - preserving the integrity of the reactor core and guaranteeing its cooling - as expected by the project design. SBLOCA accidents are characterized by a fast blowdown in the primary circuit to values that activate the low pressure injection system followed by the water injection from the accumulators. The thermal-hydraulic processes inherent to the accident phenomenon, such as hot leg vaporization and consequently core vaporization cause inappropriate °ow distribution in the reactor core that can lead to reduction in the core liquid level, up to the point that the ECCS is able to re°ood it. This work shows the mode numbers and the wall convection heat transfer used in the RELAP5 code that were accessed during the execution of the program. The results showed that the numerical simulations with RELAP5 were satisfactory and that the ECCS worked e±ciently, guaranteeing the integrity of the reactor core.

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  • IPEN-DOC 13824

    DOMINGOS, DOUGLAS B.; CONTI, THADEU das N. ; YAMAGUCHI, MITSUO ; SILVA, JOSE E.R. da ; ANDRADE, DELVONEI A. de ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO . Irradiacao de miniplacas de elementos combustiveis tipo dispersao de reatores de pesquisa. In: ENCONTRO LATINO AMERICANO DE INICIACAO CIENTIFICA, 12.; ENCONTRO LATINO AMERICANO DE POS-GRADUACAO - UNIVERSIDADE DO VALE DO PARAIBA, 8., 16-17 de outubro, 2008, Sao Jose dos Campos. Anais... 2008.

    Palavras-Chave: research reactors; fuel elements; fuel plates; dispersion nuclear fuels; irradiation

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  • IPEN-DOC 28705

    TORRES, WALMIR M. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; ANDRADE, DELVONEI A. . Medida de distribuição de vazão no núcleo do reator IEA-R1 usando o elemento DMPV-01. In: SILVA, PAULO S.C. da (Org.); ZAHN, GUILHERME S. (Org.); SOUZA, FRANCISCO de A. (Org.). Contribuições do reator IEA-R1 para a pesquisa nuclear. São Paulo, SP: Blucher, 2022. p. 53-59, cap. 5. DOI: 10.5151/9786555501483-05

    Abstract: O elemento dummy instumentado DMPV-01 foi usado para medir a vazão em algumas posições do núcleo do reator IEA-R1 ocupadas por elementos combustíveis (EC). A vazão foi medida nas posições dos EC no 152, 153, 169 e 170 referentes à configuração no 210a de operação do reator. Com base nas medidas efetuadas pode-se concluir que uma parcela considerável de vazão não passa através dos EC e, portanto, não contribui para o seu resfriamento. Os valores de vazão medidos foram muito menores que os valores médios teóricos estimados, os quais estavam sendo usados como dados de entrada nas análises termo-hidráulicas do núcleo. Isso significa que pode estar havendo um desvio de vazão do núcleo muito maior do que o esperado e desejado ou, que a vazão medida no circuito primário esteja incorreta. Também foram realizados testes para verificar a influência dos irradiadores presentes na configuração 210a, ou seja, o EIS (Elemento de Irradiação de Silício), os EIRA (Elemento de Irradiação Resfriado a Água) e a GI (Guia de Irradiação), na distribuição de vazão. Foi verificada também a influência da presença dos tubos porta-amostra nos orifícios do EIBE (Elemento de Irradiação de Berílio).

    Palavras-Chave: fuel elements; pressure measurement; fluid flow; calibration

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  • IPEN-DOC 06910

    UMBEHAUN, PEDRO E. . Metodologia para analise termo-hidraulica de reatores de pesquisa tipo piscina com combustivel tipo placa. 2000. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 110 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva.

    Palavras-Chave: research reactors; pool type reactors; fuel plates; reactor cores; fluid flow; heat transfer; computer calculations

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  • IPEN-DOC 15265

    DOMINGOS, DOUGLAS B.; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; SILVA, JOSE E.R. da ; CONTI, THADEU das N. ; YAMAGUCHI, MITSUO . Neutronic, thermal-hydraulic and accident analysis calculations for an irradiation device to be used in the qualification process of dispersion fuels in the IEA-R1 research reactor. 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: c codes; dispersion nuclear fuels; f codes; flow rate; iear-1 reactor; irradiation devices; l codes; loss of coolant; reactor cores; t codes; thermal hydraulics; uranium oxides u3o8

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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 26385

    SCURO, NIKOLAS L. ; ANGELO, GABRIEL ; ANGELO, E.; TORRES, WALMIR M. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; ANDRADE, DELVONEI A. de . Preliminary numerical analysis of the flow distribution in the core of a research reactor. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5667-5674.

    Abstract: The thermal-hydraulic safety analysis of research reactors establishes the safety criteria to ensure the integrity of the fuel elements in the reactor core. It assures that all core components are being adequately cooled during operation. It is necessary to know if the average mass flow rate (and their standard deviation) among the fuel assemblies are enough to cool the power generated during operation. Once satisfied such condition, it allows the calculation of the maximum heat flux transferred from fuel assemblies to the coolant, and if the maximum cladding temperatures are below the limits set by the safety criteria. Among the objectives, this study presents a methodology for a preliminary three-dimensional numerical analysis of the flow distribution in the core of the IEA-R1 research reactor, under steady state condition. For this, the ANSYS-CFX® commercial code was used to analyze the flow dynamics in the core, and to visualize the velocity field. It was possible to conclude that a homogeneous flow distribution for all standard fuel assemblies were found, with 2.7% deviation from the average mass flow. What turned out to be negligible and can be assumed that there is a homogeneous distribution in the core. Complex structures were find in the computational domain. Once known the core flow dynamics, it allows future studies to determine whether the heat flux and temperature conditions abbeys thermal-hydraulic safety criteria.

    Palavras-Chave: boundary conditions; c codes; flow models; fuel assemblies; iear-1 reactor; numerical analysis; reactor cores; research reactors; safety; steady-state conditions; thermal hydraulics

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  • IPEN-DOC 29890

    ANDRADE, DELVONEI A. de ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; TORRES, WALMIR M. . Reinstalação do sistema de aquisição e monitoração de gamagrafia do detector de germânio instalado no prédio do reator IPEN/MB-01. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Outubro, 2023. (IPEN-CEN-P&D-INTC-003-00-RELT-007-00). Restrito.

    Título do projeto: Intercentros 2020.06.IPEN.45.PD

    Abstract: Este relatório apresenta os procedimentos adotados na reinstalação e recuperação do computador para a aquisição e monitoração de gamagrafia do detector de germânio instalado no prédio do reator IPEN/MB-01.

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  • IPEN-DOC 12165

    SABUNDJIAN, GAIANE ; ANDRADE, DELVONEI A. de ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; TORRES, WALMIR M. ; CASTRO, ALFREDO J.A. de ; BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; BORGES, EDUARDO M.; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; ROCHA, RICARDO T.V. da; DAMY, OSVALDO L.A.; TORRES, EDUARDO. RELAP5 simulation for one and two phase natural circulation phenomenon. 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: after-heat removal; computerized simulation; data acquisition systems; flow rate; natural convection; r codes; temperature dependence; thermal hydraulics; time dependence; training; two-phase flow; validation

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  • IPEN-DOC 16918

    SABUNDJIAN, GAIANE ; TORRES, WALMIR M. ; MACEDO, LUIZ A. ; MESQUITA, ROBERTO N. ; ANDRADE, DELVONEI A. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; CONTI, THADEU N. ; MASOTTI, PAULO H.F. ; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; ANGELO, GABRIEL. A RELAP5 study to identify flow regime in natural circulation phenomenon. 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: reactors; natural convection; two-phase flow; thermal hydraulics; numerical solution; simulation; r codes

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  • IPEN-DOC 26344

    TORRES, WALMIR M. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; MATTAR NETO, MIGUEL ; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; FREITAS, ROBERTO L.. RMB experimental program on the hydrodynamical behavior of fuel assemblies. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4440-4449.

    Abstract: The Brazilian Multipurpose Reactor - RMB is a 30 MW pool type research reactor, that uses Materials Testing Reactor - MTR type fuel assemblies. It has a 5x5 square array core with 23 fuel assemblies and two in-core irradiation positions, operating with upward flow and average velocities nearly 10 m/s in the fuel plates channels. The IEA-R1 is a 5 MW pool type research reactor, which also has a 5x5 square array core with 19 standard fuel assemblies, four control fuel assemblies and a central beryllium irradiation device. It operates with downward flow nearly 1.8 m/s in the channels. In order to verify and provide data and information about the dynamical behavior of fuel assemblies under nominal and critical conditions, the experimental circuit ORQUÍDEA is being designed. This information will be very important for the licensing process of the fuel assembly before its use in the reactor core. This circuit will permits upward and downward flow and dynamical behavior of the fuel assemblies and its parts will be tested and verified. Flow rate, temperature, pressure and differential pressure transducers are the instruments of the circuit. Endurance and critical flow velocity tests will be performed. Dummy fuel assemblies will be used in the tests. It will be instrumented with pressure, strain-gages and flow velocity instruments. The COLIBRI experimental circuit is being designed to make tests that allow the studies of the fluid-structure phenomenology of fuel plates similar to those of the RMB fuel assemblies when subjected to high flow velocities, which can induce pressure differences between the channels formed by the fuel plates. Preliminary structural response studies of the plate’s behavior were performed using a Finite Element Analysis model generated by ANSYS Mechanical. The pressure loadings caused by the fluid flow were calculated using a Computational Fluid Dynamics model created with ANSYS CFX. The fluid-structure interactions will be verified for different channel configurations. In this circuit, vibrations and collapse of the dummy fuel plates will be tested. Experimental data will be compared with CFD (Computational Fluid Dynamics) calculations. This work presents a preliminary design for the ORQUÍDEA and COLIBRI experimental circuits to be built at the Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN of the Comissão Nacional de Energia Nuclear - CNEN.

    Palavras-Chave: comparative evaluations; computerized simulation; critical flow; critical velocity; experimental data; finite element method; flow rate; fuel assemblies; fuel plates; hydrodynamics; pressure range mega pa 10-100; rmb reactor; temperature range 0065-0273 k; temperature range 0400-1000 k

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  • IPEN-DOC 27723

    TORRES, WALMIR M. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; MATTAR NETO, MIGUEL ; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; FREITAS, ROBERTO L. . RMB experimental program on the hydrodynamical behavior of fuel assemblies. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 8, n. 3A, p. 1-12, 2020. DOI: 10.15392/bjrs.v8i3A.1555

    Abstract: The Brazilian Multipurpose Reactor - RMB is a 30 MW pool type research reactor, that uses Materials Testing Reactor - MTR type fuel assemblies. It has a 5x5 square array core with 23 fuel assemblies and two in-core irradiation positions, operating with upward flow and average velocities nearly 10 m/s in the fuel plates channels. The IEA-R1 is a 5 MW pool type research reactor, which also has a 5x5 square array core with 19 standard fuel assemblies, four control fuel assemblies and a central beryllium irradiation device. It operates with downward flow nearly 1.8 m/s in the channels. In order to verify and provide data and information about the dynamical behavior of fuel assemblies under nominal and critical conditions, the experimental circuit ORQUÍDEA is being designed. This circuit will permit upward and downward flow and dynamical behavior of the fuel assemblies and its parts will be tested and verified. Flow rate, temperature, pressure and differential pressure transducers are the instruments of the circuit. Endurance and critical flow velocity tests will be performed. The COLIBRI experimental circuit is being designed to make tests that allow the studies of the fluid-structure phenomenology of fuel plates similar to those of the RMB fuel assemblies when subjected to high flow velocities, which can induce pressure differences between the channels formed by the fuel plates. This work presents a preliminary design for the ORQUÍDEA and COLIBRI experimental circuits to be built at the Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN of the Comissão Nacional de Energia Nuclear - CNEN.

    Palavras-Chave: comparative evaluations; computerized simulation; critical flow; critical velocity; experimental data; finite element method; flow rate; fuel assemblies; fuel plates; hydrodynamics; pressure range mega pa 10-100; rmb reactor; temperature range 0065-0273 k; temperature range 0400-1000 k

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  • IPEN-DOC 16852

    BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; ANDRADE, DELVONEI A. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; MACEDO, LUIZ A. ; ANGELO, GABRIEL; TORRES, WALMIR M. ; UMBEHAUN, PEDRO E. . Simulation of a refill/reflood experiment using the RELAP5 thermal-hydraulic code. 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: reactors; r codes; reactor vessels; pressure vessels; thermal shock; cracks

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  • IPEN-DOC 26346

    PRADO, ADELK C. ; ANDRADE, DELVONEI A. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; TORRES, WALMIR M. ; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; PENHA, ROSANI M.L. . Status of the development of a fuel assembly decay heat calorimeter for the IEA-R1 nuclear research reactor. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4503-4514.

    Abstract: The heat release due to decay of fission products following a nuclear reactor shutdown is important matter for determining cooling requirements as well as for predicting postulated accident consequences. Accurate evaluation of decay heat can also potentially provide independent data for the cross examination of fuel burnup calculations, which is useful where few resources are available for examination of spent fuel. The evaluation of decay heat from unloaded fuel assemblies of the IEA R1 research reactor was proposed in order to seize that opportunity. With that purpose a special measuring device is under development at the Nuclear and Energy Research Institute (IPEN). Since average heat flux as low as 0.1W/cm2 is expected and since decay heat release must be accurately evaluated, the device design had to overcome the difficulties of measuring small amounts of heat released over a large boundary surface. The design had also to ensure the safe cooling of the fuel assemblies and proper radiological protection for the personnel. In view of the tight constraints, a novel design was adopted. The device features a submersible measurement chamber, which allows all measurement procedures to be performed without removing the fuel assemblies from the reactor pool, and an array of semiconductor thermoelectric modules, which provides highly accurate decay power measurements. The assemblage of the device is currently in progress, the main parts have already been acquired or manufactured and key components passed partial tests. Commissioning and main experiments will be performed up to the end of 2019.

    Palavras-Chave: burnup; calorimeters; decay; fuel assemblies; heat flux; iear-1 reactor; nuclear fuels; radiation protection; reactor cooling systems

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  • IPEN-DOC 16851

    MAPRELIAN, EDUARDO ; TORRES, WALMIR M. ; UMBEHAUN, PEDRO E. . Study of secondary cooling systems of research reactors. 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: research reactors; cooling systems; reactor shutdown; safety

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  • IPEN-DOC 18834

    CONTI, THADEU das N. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; MESQUITA, ROBERTO N. . Study of the natural circulation phenomenon for nuclear reactors. In: VANIN, VITO R. (Ed.) BRAZILIAN WORKSHOP ON NUCLEAR PHYSICS, 33rd, September 7-11, 2010, Campos do Jordão, SP. Proceedings... American Institute of Physics, 2010. p. 391-396.

    Palavras-Chave: natural convection; computerized simulation; r codes; two-phase flow

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  • IPEN-DOC 16135

    CONTI, THADEU das N. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; TORRES, WALMIR M. ; MACEDO, LUIZ A. ; ANDRADE, DELVONEI A. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; MESQUITA, ROBERTO N. . Study of the natural circulation phenomenon for nuclear reactors. In: REUNIAO DE TRABALHO SOBRE FISICA NUCLEAR NO BRASIL, 33., 7-11 de setembro, 2010, Campos do Jordao, SP. Anais... 2010.

    Palavras-Chave: natural convection; computerized simulation; r codes; two-phase flow

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  • IPEN-DOC 16860

    CONTI, THADEU das N. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; TORRES, WALMIR M. ; MACEDO, LUIZ A. ; ANDRADE, DELVONEI A. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; MESQUITA, ROBERTO N. . Study of the natural circulation phenomenon for nuclear reactors. In: VANIN, VITO R. (Ed.) BRAZILIAN WORKSHOP ON NUCLEAR PHYSICS, 32rd, September 7-11, 2010, Campos do Jordão, SP. Proceedings... American Institute of Physics, 2010. p. 391-396.

    Palavras-Chave: reactors; natural convection; two-phase flow; r codes

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  • IPEN-DOC 19468

    MAPRELIAN, EDUARDO ; TORRES, WALMIR M. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO ; SABUNDJIAN, GAIANE . Test section for experimental simulation of loss of coolant accident in an instrumental fuel assembly irradiation in the IEA-R1 reactor. 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: computerized simulation; fuel assemblies; heat transfer; iear-1 reactor; loss of coolant; reactor accident simulation; reactor cores; testing

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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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