Navegação por assunto "pressure vessels"

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  • IPEN-DOC 05777

    MATTAR NETO, M. ; MIRANDA, C.A.J. . Avaliacao de fadiga em componentes de vasos de pressao nucleares. In: 8o. SIMPOSIO BRASILEIRO SOBRE TUBULACOES E VASOS DE PRESSAO, 25-28 de setembro, 1994, Gramado, RS. 1994. p. 772-781.

    Palavras-Chave: pressure vessels; reactor components; fatigue

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  • IPEN-DOC 23425

    MATTAR NETO, MIGUEL ; MIRANDA, CARLOS A. de J. . Avaliação da integridade estrutural da barreira de pressão dos filtros FT-1234001 A/B e FT-1234002 A/B - etapa 1 – análise da documentação de projeto, fabricação, inspeções e testes. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Junho, 2017. (IPEN-CEN-PSE-IPPG-004-00-RELT-001-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Abstract: A primeira parte desse documento se refere à coleta e avaliação de documentos de projeto, fabricação, inspeções e testes da barreira de pressão dos filtros FT-1234001 A/B [01] e FT- 1234002 A/B[02] com ênfase no histórico de ocorrências relacionadas ao projeto, materiais, fabricação e montagem, e inspeções e testes desses equipamentos. Em seguida é apresentada a avaliação de documentos coletados relacionados a mecanismos de deterioração e modos de falha de equipamentos em condições de trabalho semelhantes às das barreiras de pressão dos filtros FT-1234001 A/B e FT-1234002 A/B (de Unidades de Remoção de H2S [03]). Finalizando, é emitido parecer sobre as condições observadas na documentação de projeto, fabricação, inspeções e testes da barreira de pressão dos filtros FT-1234001 A/B e FT- 1234002 A/B com base no histórico de ocorrências relacionadas aos equipamentos e nas especificações técnicas e base normativa aplicáveis a eles.

    Palavras-Chave: filters; removal; pressure vessels; diffusion barriers; austenitic steels

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  • IPEN-DOC 26500

    SILVA, ISRAEL G.F. da . Avaliação do desempenho de diferentes materiais de tubulação para aplicação do Leak-Before-Break (LBB) / Performance evaluation of different piping materials for application of Leak-Before-Break (LBB) . 2019. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 65 p. Orientador: Waldemar Alfredo Monteiro. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-03072019-152331

    Abstract: Fundamentado na mecânica da fratura, o conceito do Leak-Before-Break (LBB) "Vazamento Antes da Falha" considera que um vazamento proveniente de uma trinca pode ser detectado antes de alcançar um tamanho crítico que implique na falha da tubulação, ou seja, a análise do LBB demostra através de uma justificativa técnica que a probabilidade de ruptura da tubulação é extremamente baixa. Dentre os aspectos que envolvem a aplicação do LBB, os principais são: a definição das propriedades do material, que são extraídos através de ensaios à tração e à fratura; a análise do vazamento, que determina a taxa de vazamento devido à presença de uma trinca passante; e a análise que verifica se a trinca é estável considerando os modos de falha por rasgamento dúctil e por colapso plástico. Os materiais SA-508 Cl. 3, SA-106 Gr. B e SA-376-TP304 foram avaliados quanto aos seus desempenhos para o LBB. Utilizaram-se dados extraídos de casos da literatura para as propriedades dos materiais, e para a geometria e carregamentos da tubulação, todos correspondentes ao circuito primário de um reator PWR. Após aplicação do LBB, constatou-se que todos os três materiais atenderam os limites do estabelecidos na metodologia. Verificou-se que os materiais SA-508 Cl. 3 e SA-376-TP304 mostraram o melhor desempenho para falha por rasgamento dúctil e falha por colapso plástico, respectivamente, e o material SA-106 Gr. B teve o menor desempenho em ambos. Todos os três materiais apresentaram o colapso plástico como modo de falha mais provável. De uma forma generalizada, o material SA-376-TP304 obteve o melhor desempenho para o LBB dentre os três materiais avaliados neste trabalho.

    Palavras-Chave: safety engineering; reactor safety; pressure vessels; pipes; radioactivity transport; gases; oils; reactor control systems

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  • IPEN-DOC 25948

    SANTOS, MARCELO M. dos . Avaliação estrutural de um elemento combustível do tipo placa para um reator nuclear compacto / Structural evaluation of a plate-type fuel element for a compact nuclear reactor . 2019. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 108 p. Orientador: Miguel Mattar Neto. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-08082019-140803

    Abstract: A melhoria nos aspectos de eficiência e de segurança dos reatores nucleares compactos está diretamente ligada às inovações nos combustíveis e na geometria dos Elementos Combustíveis - ou E.C. - como é o caso do tipo Placa, em comparação com o do tipo Vareta. Do ponto de vista mecânico, garantir que a estrutura de um E.C. está segura para funcionar em um reator PWR compacto é afirmar que esta cumpre os requisitos funcionais de projeto para estruturas deste tipo e aplicação, presentes na norma ANSI/ANS-57.5-1996; e também que as tensões resultantes dos carregamentos impostos sobre si são menores do que os limites mecânicos admissíveis para os seus materiais estruturais, de acordo com a norma ASME III, divisão 1, subseção NB. Para desenvolver uma metodologia de análise mecânica buscando verificar o atendimento aos critérios das normas citadas, foi proposto um modelo conceitual computacional de E.C. placa e, posteriormente, este modelo foi submetido a uma série de análises computacionais que simularam a aplicação das combinações dos principais carregamentos atuantes. Os resultados extraídos das análises revelaram que os valores das tensões resultantes da aplicação dos carregamentos foram inferiores aos valores dos limites admissíveis dos materiais que compõem os seus componentes. Foi observado, também, que os deslocamentos resultantes não ultrapassaram os limites funcionais, que são o contato entre estruturas semelhantes vizinhas e/ou o contato da região superior desta estrutura com as estruturas de suporte do vaso de pressão que o contém.

    Palavras-Chave: fuel elements; fuel plates; zircaloy; inconel 718; uranium alloys; molybdenum; mechanical tests; compactors; pwr type reactors; pressure vessels; stresses; materials testing reactors; thermodynamics; mechanical tests; mathematical models; computer codes; nuclear engineering

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  • IPEN-DOC 24912

    FALOPPA, ALTAIR A. ; OLIVEIRA, CARLOS A. de ; FAINER, GERSON . Avaliação estrutural dos tanques de água pesada do reator nuclear de pesquisa IPEN/MB-01. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Agosto, 2018. (IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-113-00). Restrito.

    Título do projeto: RMB

    Abstract: O objetivo deste relatório técnico é documentar a análise estrutural realizada para se verificar a integridade estrutural dos: “ Tanques Refletores de Água Pesada (D2O): Norte, Sul, Leste e Oeste” do Reator Nuclear de Pesquisa IPEN/MB-01. As análises estruturais dos Tanques Refletores de Água Pesada foram desenvolvidas, aplicando-se o código ASME VIII division 1 & 2, e os resultados estão resumidos na tabela abaixo:  ASME VIII division 1 – Tanques Refletores Norte & Sul & Leste & Oeste  Espessura das chapas atendem os requisitos de espessura mínima;  A máxima pressão de trabalho (MAWP) é 0.05 N/mm2;  A Pressão de Teste Hidrostático é 0.057 N/mm2;  Os bocais não requerem reforço;  A distância entre bocais atende ao critério da distância mínima. A distância entre bocais e borda da chapa dos Tanques Leste e Oeste atende ao critério da distância mínima. A distância entre bocais e borda da chapa dos Tanques Refletores de Água Pesada Norte e Sul é menor que a distância mínima;  As tensões calculadas por método analítico nas placas laterais, tampos e distanciadores dos Tanques Refletores de Água Pesada Leste e Oeste não atendem aos limites admissíveis. O método analítico não se mostra adequado para o cálculo completo dos Tanques Refletores de Água Pesada Norte e Sul. As questões acima não resolvidas serão tratadas pelo código ASME VIII division 2.  ASME VIII division 2 – Tanques Refletores Norte & Sul A integridade estrutural dos Tanques Refletores de Água Pesada Norte, Sul, Leste e Oeste foi verificada. Aplicou-se o método de análise das tensões elásticas para se obter as tensões equivalentes, calculadas de acordo com a teoria da energia de distorção máxima, através da simulação numérica com o programa de computador para análise estrutural por elementos finitos ANSYS, nas condições de Operação, Projeto e Teste Hidrostático. As tensões calculadas atendem aos limites prescritos pelo código ASME VIII division 2. Deste modo, os Tanques Refletores de Água Pesada (D2O) Norte, Sul, Leste e Oeste podem ser fabricados, e deverão operar nas seguintes condições:  “Pressão de Operação = 0.0326 N/mm2”;  “Máxima Pressão de Operação (MAWP) = 0.05 N/mm2”;  “Pressão de Teste Hidrostático = 0.057 N/mm2”.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; heavy water; tanks; neutron reflectors; reactors; aluminium; pressure vessels

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  • IPEN-DOC 06820

    LUCKI, G.; PERROTTA, J.A. ; KUZNETSOV, A.; LIMA, L.F.C.P.; TEODORO, C.A. ; SALVADOR, V.L.R. ; LIMA, N.B. ; PEREIRA, N.A.. Caracterizacao de acos SA508 cl.3 para vasos de pressao de reatores PWR. In: CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 8.; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, 12., 15-20 out, 2000, Rio de Janeiro, RJ. Anais... Rio de Janeiro: ABEN, 2000, 2000.

    Palavras-Chave: ferritic steels; low alloy steels; pressure vessels; reactor components; pwr type reactors; microstructure; metallography; mechanical properties

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  • IPEN-DOC 06657

    ALBUQUERQUE, LEVI B. de . Categorizacao de tensoes em modelos de elementos finitos de conexoes bocal-vaso de pressao. 1999. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 127 p. Orientador: Miguel Mattar Neto.

    Palavras-Chave: pressure vessels; nozzles; stress analysis; finite element method; three-dimensional calculations; geometry; a codes; pwr type reactors; nuclear engineering; reactor technology

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  • IPEN-DOC 02928

    MATTAR NETO, M. ; MIRANDA, C.A.J. ; CRUZ, J.R.B.; SILVEIRA, R.C.. Collapse of a ring-stiffened cylindrical shell under external hydrostatic pressure-comparison between FEA and analytical formulae. In: 7th INTERNATIONAL CONFERENCE AND EXHIBITION, May 20-22, 1996, Pittsburgh, USA. 1996.

    Palavras-Chave: pressure vessels; buckling; finite element method; nonlinear programming

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  • IPEN-DOC 21023

    FREIRE, LUCIANO O. ; ANDRADE, DELVONEI A. de . A concept of PWR using plate and shell heat exchangers. 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: heat exchangers; nuclear merchant ships; pressure vessels; pwr type reactors; steam generation

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  • IPEN-DOC 10583

    GOMES, P.T.V.; CRUZ, J.R.B.; MANSUR, T.R.; SCALDAFERRI, D.H.B.; MATTAR NETO, M. . Construcao de um sistema de testes de choque termico pressurizado para avaliacao da integridade estrutural de vasos de pressao de reator nuclear do tipo PWR. 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: crack propagation; pressure control; pressure vessels; pressurization; pwr type reactors; temperature control; temperature measurement; thermal shock

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  • IPEN-DOC 24025

    SILVA, DAYANE F. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; LIMA, ANA CECILIA S. . Containment pressure analysis methodology during a LBLOCA with iteration between RELAP5 and COCOSYS. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Palavras-Chave: c codes; computerized simulation; containment; lbloca; pressure dependence; pressure vessels; r codes; reactor accident simulation; steam generators; angra-2 reactor

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  • IPEN-DOC 10555

    GOMES, PAULO de T.V. . Contribuicoes para melhoria das metodologias de avaliacao de choque termico pressurizado em vasos de pressao de reatores PWR. 2005. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 132 p. Orientador: Miguel Mattar Neto.

    Palavras-Chave: pressure control; pressure vessels; pressurization; structural integrity; pwr type reactors; mechanical properties; temperature control; temperature measurement; thermal shock; crack propagation

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  • IEA-INF-20

    COSTA, J.R.. Curso de introducao a tecnologia do HTGR. 1972. 101 p.

    Palavras-Chave: gcfr type reactors; htgr type reactors; pressure vessels; prestressed concrete; reviews; specifications

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  • IPEN-DOC 13229

    TORRES, WALMIR M. . Desenvolvimento de uma tecnica de medida de nivel em vasos de pressao utilizando sondas termicas e redes neurais artificiais / Development of a technique for level measurement in pressure vessels using thermal probes and artificial neural networks . 2008. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 280 p. Orientador: Benedito Dias Baptista Filho. DOI: 10.11606/T.85.2008.tde-21082009-100839

    Abstract: Foi desenvolvida uma técnica de medida de nível em vasos de pressão usando sondas térmicas resfriadas internamente por um fluido e análise dos dados experimentais com Redes Neurais Artificiais (RNA´s). Esse novo conceito de sondas térmicas foi testado em uma Bancada Experimental para Testes de Sondas de Nível (BETSNI) com duas seções de testes, ST1 e ST2. Dois projetos distintos de sondas foram construídos: Sonda de Tubos Concêntricos e Sonda de Tubo U. Um Sistema de Aquisição de Dados (SAD) foi montado para registrar os dados experimentais. Testes foram realizados tanto para condições de nível nas seções de testes em estado estacionário quanto para transientes. Os dados experimentais de temperatura e de nível obtidos foram usados para compor tabelas de treinamento e de verificação usadas para implementar RNA´s no programa RETRO-05, que simula um Perceptron de Múltiplas Camadas com Retropropagação. As análises mostraram que a técnica pode ser aplicada para medir o nível em vasos de pressão. As análises mostraram ainda que a técnica é aplicável para um número menor de entradas de temperatura que o inicialmente previsto no projeto das sondas e é robusta, aplicando-se mesmo quando ocorre a perda de alguma informação de temperatura. Dados experimentais disponíveis na literatura referentes a uma sonda térmica aquecida eletricamente também foram usados nas análises com RNA´s, produzindo bons resultados. Os resultados das análises indicaram que a técnica é eficaz e robusta, podendo ser aprimorada e aplicada para medidas de nível em vasos de pressão.

    Palavras-Chave: neural networks; artificial intelligence; pressure vessels; cooling; thermal reactors; reactor control systems; reactor cooling systems; cooling towers; fluid flow; thermal hydraulics

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  • IPEN-DOC 10634

    LUCKI, G.; SILVA, J.E.R. ; CASTANHEIRA, M. ; TERREMOTO, L.A.A. ; TEODORO, C.A. ; TEIXEIRA e SILVA, A. ; DAMY, M.A. . Design and construction of an irradiation apparatus with controlled atmosphere and temperature for radiation damage evaluation of nuclear materials in the IEA-R1 research reactor. 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: controlled atmospheres; embrittlement; experimental data; iear-1 reactor; irradiation capsules; physical radiation effects; post-irradiation examination; pressure vessels; temperature gradients

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  • IPEN-DOC 05274

    MIRANDA, C.A.J. . Determinacao da amplificacao na base dos MABs devido a uma carga impulsiva postulada na base de um reator nuclear tipo PWR. In: 5o. SEMINARIO DE ELEMENTOS FINITOS, 5-7 de outubro, 1993, Sao Paulo, SP. 1993.

    Palavras-Chave: control elements; pressure vessels; pwr type reactors; load management

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  • IPEN-DOC 02997

    ALBUQUERQUE, L.B.; MATTAR NETO, M. . Determinacao de tensoes em conexoes bocal-cilindro utilizando modelos de elementos finitos. In: 6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 27 de outubro - 1 de novembro, 1996, Rio de Janeiro, RJ. 1996.

    Palavras-Chave: pressure vessels; cylinders; nozzles; stress analysis; failure mode analysis; finite element method

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  • IPEN-DOC 03881

    MATTAR NETO, M. ; ALBUQUERQUE, L.B.. Determinacao de tensoes em conexoes bocal-vaso utilizando modelos em elementos finitos. In: CONFERENCIA SOBRE TECNOLOGIA DE EQUIPAMENTOS, 20-22 de novembro, 1996, Rio de Janeiro, RJ. 1996. p. 301-304.

    Palavras-Chave: pressure vessels; nozzles; stress analysis

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  • IPEN-DOC 05869

    CRUZ, J.R.B.; MATTAR NETO, M. ; PAES de ANDRADE, A.H. . A discussion about P-T limit curves and PTS evaluation. In: 13th INTERNATIONAL CONFERENCE ON STRUCTURAL MECHANICS IN REACTOR TECHNOLOGY, August 13-18, 1995, Porto Alegre, RS. 1995. p. 539-544.

    Palavras-Chave: pressure vessels; temperature gradients; thermal shock; standards

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  • IPEN-DOC 04878

    CRUZ, J.R.B.; LANDES, J.D.; PAES de ANDRADE, A.H. . A discussion about simplified methodologies for failure assessment of nuclear reactor components. In: ASME PRESSURE VESSEL AND PIPING CONFERENCE, July 21-26, 1996, Montreal, Canada. 1996.

    Palavras-Chave: reactor components; failures; pressure vessels; pipes; cracks; ductility; fracture properties

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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.

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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