Navegação por assunto "power reactors"

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  • IPEN-DOC 29059

    ALMEIDA, MADISON C. de ; PAIXAO, CLAUDIA M. ; ARQUINTO, JULIANA ; KOTANI, PALOMA O. ; MARINHO, THAYNA C. ; ALONSO, VANESSA M. ; ANDRADE, DELVONEI A. de . Possible approachs to Generation IV reactors: a feasible choice. Journal of Engineering Research, v. 2, n. 22, p. 1-11, 2022. DOI: 10.22533/at.ed.31722222031010

    Abstract: World is changing in terms of pursuing new energy technologies, and nothing different happens with nuclear. The Generation IV initiative depicts a new revolution in terms of electricity supply for the future. The proof of concept originated in the Generation IV forum, which listed six possible technological routes for a future of nuclear generation based on fissile material, which includes safety requirements, nuclear energy efficiency and less waste generation, in terms of new reactors concepts. These are the very high temperature reactor (VHTR); supercritical water-cooled reactor (SCWR); molten salt reactor (MSR); gas-cooled fast reactor (GFR); sodium cooled fast reactor (SFR); and lead-cooled fast reactor (LFR). The present study explored the possibilities, the obstacles, as well as the challenges to be overcome, for the Very High Temperature Reactor (VHTR). Despite other technological paths have their benefits, VHTR technology seems to be versatile; it originates on the advancement of another type, the High Temperature Reactor (HTR). USA, Germany and UK were main countries in this avant-garde research. In addition to generating electrical energy, VHTR can provide heat for industrial sectors and other applications. Like any nuclear technology, challenges regarded to safety and the environment are key points in the implementation of the system. VHTR was here prospected, with its “pros and cons”; as a promising way to a safe nucleoelectric energy. Summarizing, VHTR is shown as a possible alternative, as long as studies of high-strength materials go ahead. In short, the reactor becomes a viable source of thermonuclear generation, also associated with hydrogen production.

    Palavras-Chave: electricity; energy supplies; power reactors; electric generators; electric generators; reactors; temperature range 1000-4000 k

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  • IPEN-DOC 24357

    SILVA NETO, JOAO B. ; CARVALHO, ELITA F.U. de ; GARCIA, RAFAEL H.L. ; SALIBA-SILVA, ADONIS M. ; RIELLA, HUMBERTO G. ; DURAZZO, MICHELANGELO . Production of uranium tetrafluoride from the effluent generated in the reconversion via ammonium uranyl carbonate. Nuclear Engineering and Technology, v. 49, n. 8, p. 1711-1716, 2017. DOI: 10.1016/j.net.2017.07.019

    Abstract: Uranium tetrafluoride (UF4) is the most used nuclear material for producing metallic uranium by reduction with Ca or Mg. Metallic uranium is a raw material for the manufacture of uranium silicide, U3Si2, which is the most suitable uranium compound for use as nuclear fuel for research reactors. By contrast, ammonium uranyl carbonate is a traditional uranium compound used for manufacturing uranium dioxide UO2 fuel for nuclear power reactors or U3O8-Al dispersion fuel for nuclear research reactors. This work describes a procedure for recovering uranium and ammonium fluoride (NH4F) from a liquid residue generated during the production routine of ammonium uranyl carbonate, ending with UF4 as a final product. The residue, consisting of a solution containing high concentrations of ammonium (NH4 þ), fluoride (F ), and carbonate (CO3 2 ), has significant concentrations of uranium as UO2 2þ. From this residue, the proposed procedure consists of precipitating ammonium peroxide fluorouranate (APOFU) and NH4F, while recovering the major part of uranium. Further, the remaining solution is concentrated by heating, and ammonium bifluoride (NH4HF2) is precipitated. As a final step, NH4HF2 is added to UO2, inducing fluoridation and decomposition, resulting in UF4 with adequate properties for metallic uranium manufacture.

    Palavras-Chave: ammonia; heating; nuclear fuels; power reactors; production; uranium; uranium dioxide; uranyl carbonates

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  • IEA-INF-53-3

    BLANCO, R.E.; COWSER, K.E.; LASHER, L.C.; GEMMELL, L.; PEARSALL, S.G.. Radioactive waste management. 1977. 187 p.

    Palavras-Chave: cost; fuel reprocessing plants; high-level radioactive wastes; power reactors; radioactive wastes; solidification; waste management; waste processing

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  • IPEN-DOC 16847

    SAHYUN, ADELIA ; SORDI, GIAN MARIA; GHOBRIL, C.N.; SANTOS, IVAN ; BIAZINI FILHO, FRANCISCO L. . Radioprotection aspects in site selection for installations of new power reactors in Brazil. 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: brazil; power reactors; site selection; radiation protection

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  • IPEN-DOC 00270

    OOSTERKAMP, W.J. ; HUKAI, R.Y.; PIERONI, R.R. . Reactor strategy studies for Brazil. Transactions of the American Nuclear Society, v. 21, Suppl.2, p. 25-26, 1975.

    Palavras-Chave: brazil; cost; fuel cycle; gcfr type reactors; htgr type reactors; lmfbr type reactors; optimization; planning; power reactors; uranium ores

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  • IPEN-DOC 02196

    SILVA, O.L.P. . Reatores nucleares de potencia para o Brasil. In: 9o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, 25-29 de outubro, 1993, Caxambu, MG. 1993.

    Palavras-Chave: power reactors; brazil

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  • IPEN-DOC 06719

    OLIVEIRA, P.S.P. . Reliability analysis of the protection system of IEA-R1m brazilian research reactor considering the modification project to upgrade reactor power level to 5MW. In: IAEA TECHNICAL COMMITTEE MEETING ON RESULTS AND STATUS OF PSA APPLICATIONS AND TOOLS, June 21-25, 1999, The Hague, Netherlands. 1999. p. 1-17.

    Palavras-Chave: reliability; reactor protection systems; iear-1 reactor; power reactors; fault tree analysis; scram; research reactors

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  • IPEN-DOC 13085

    HOLLAND, L. ; SAXE, R.F.. Simulation of vibrating noise sources in power light water reactors. Transactions of the American Nuclear Society, v. 43, p. 576-578, 1982.

    Palavras-Chave: bwr type reactors; measuring methods; mechanical vibrations; neutron absorbers; power reactors; pwr type reactors; reactor components; reactor noise; simulation

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  • IPEN-DOC 19897

    MENZEL, FRANCINE; SABUNDJIAN, GAIANE . Study of environmental coast to nuclear power plants using the program simpacts. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 14, n. 3, p. 116-121, 2012.

    Palavras-Chave: environment; environmental impact statements; environmental impacts; environmental protection; nuclear energy; nuclear power plants; power reactors

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  • IPEN-DOC 16984

    MENZEL, FRANCINE; SABUNDJIAN, GAIANE ; MUTARELLI, RITA de C.. Study of the environmental costs to nuclear power plants using the program SIMPACTS. 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: environment; environmental impact statements; environmental impacts; environmental protection; nuclear energy; nuclear power plants; power reactors

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  • IEA-INF-37

    OOSTERKAMP, W.J. . A survey of thorium utilization in thermal power reactors. 1974. 27 p.

    Palavras-Chave: economics; efficiency; fuel cycle; power reactors; reprocessing; thermal reactors; thorium

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  • IPEN-DOC 23045

    FREIRE, LUCIANO O. ; ANDRADE, DELVONEI A. de . The role of nuclear power from a system engineering standpoint. World Journal of Nuclear Science and Technology, v. 7, n. 3, p. 167-188, 2017. DOI: 10.4236/wjnst.2017.73015

    Abstract: This work proposed the application of system engineering methods to identify organizations vital for society, seeking development and well-being. System engineering requires the identification of blocks (or systems), identification of their service functions, identification of states, identification of required quality and identification of constraints. Analyzing modern societies, vital functions were identified and countries behavior was modeled, identifying their states. In this context, nuclear power was found to be fundamental for development and defense because of its inherent advantages for military naval purposes at war. Another striking conclusion is that nuclear power is the best solution for country energy security, more than to avoid climate changes, but to help the nation to resist climate changes. A solution to mitigate the high overnight costs of nuclear power was also proposed. It was demonstrated qualitatively that the adoption of dual purpose mobile nuclear power plants military performances, economic development and risks management.

    Palavras-Chave: engineering; nuclear power; nuclear energy; energy security; climatic change; power reactors

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  • IPEN-DOC 25153

    BORGES, EDUARDO M. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; DAURIA, FRANCESCO; PETRUZZI, ALESSANDRO. Uncertainty calculation in small break LOCA in the emergency core cooling system connected to the hot leg of Angra 2 nuclear power plant. International Journal of Nuclear Energy Science and Technology, v. 12, n. 2, p. 139-160, 2018.

    Abstract: Owing to the occurrence of nuclear accidents, worldwide nuclear regulatory organisations included the analysis of accidents considered as design basis accidents – Loss of Coolant Accident (large and small-break, LBLOCA or SBLOCA) – in the safety analysis reports of nuclear facilities. In Brazil, the tool selected by the licensing authority, Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), is RELAP5 Code. The aim of this paper is the evaluation of the performance of the Emergency Core Cooling System (ECCS) of Angra 2 nuclear reactor during SBLOCA. In this study, the RELAP5 code and the Code Internal Assessment of Uncertainty (CIAU) were used to simulate and analyse the uncertainties of the results. The postulated accident is the SBLOCA in the hot leg connected to the ECCS described in the Final Safety Analysis Report of Angra 2 (FSAR/A2). The results from this study were satisfactory when compared with the FSAR/A2.

    Palavras-Chave: reactor safety; regulations; power reactors; international regulations; loss of coolant; sbloca; lbloca; computer codes; radiation protection; eccs; safety analysis; risk assessment; angra-2 reactor

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  • IEA-INF-44

    OOSTERKAMP, W.J. . Utilizacao de torio: a razao de conversao e as necessidades de combustivel nos reatores termicos. 1975. 9 p.

    Palavras-Chave: burnup; conversion; fuel cycle; isotope separation; power reactors; thermal reactors; thorium

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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.

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