Navegação por assunto "pwr type reactors"

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  • IPEN-DOC 03776

    BRUEL, R.N.; NAKATA, H.. Analise de sensibilidade de um modelo teorico do pressurizador. In: 6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 27 de outubro - 1 de novembro, 1996, Rio de Janeiro, RJ. 1996.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; pressurizers; sensitivity analysis; reactor vessels; energy losses; heat transfer; water; surges; evaporation; sprays

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  • IPEN-DOC 04529

    CRUZ, J.R.B.; MATTAR NETO, M. ; MIRANDA, C.A.J. . Analise de tensoes na estrutura de suporte do vaso de pressao de um reator PWR. In: 7o. SIMPOSIO BRASILEIRO SOBRE TUBULACOES E VASOS DE PRESSAO, 7-9 de outubro, 1992, Florianopolis, SC. 1992.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; pressure vessels; stress analysis

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  • IPEN-DOC 04531

    ALBUQUERQUE, L.B.; MIRANDA, C.A.J. . Analise de tensoes no acoplamento da maquina de troca dos elementos combustiveis a valvula da blindagem rotativa do vaso de pressao de um reator PWR. In: 4o. SEMINARIO DE ELEMENTOS FINITOS, 14-16 de outubro, 1992, Sao Paulo, SP. 1992.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; pressure vessels; stress analysis

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  • IPEN-DOC 03980

    ABE, ALFREDO Y. . Analise de transmutacao considerando o tratamento explicito dos produtos de fissao num sistema acoplado, composto pelos codigos Hammer-Technion e. 1990. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 156 p. Orientador: Adimir dos Santos.

    Palavras-Chave: fission products; capture; neutron reactions; computer codes; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 04525

    MIRANDA, C.A.J. . Analise dinamica dos internos de um reator nuclear PWR utilizando superelementos em um modelo 3-D integrado. Parte 1: descricao e testes estaticos do modelo. In: 7o. SIMPOSIO BRASILEIRO SOBRE TUBULACOES E VASOS DE PRESSAO, 7-9 de outubro, 1992, Florianopolis, SC. 1992.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; reactor components; three-dimensional calculations

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  • IPEN-DOC 04526

    MIRANDA, C.A.J. . Analise dinamica dos internos de um reator nuclear PWR utilizando superelementos em um modelo 3-D integrado. Parte 2: testes dinamicos e analise sismica. In: 7o. SIMPOSIO BRASILEIRO SOBRE TUBULACOES E VASOS DE PRESSAO, 7-9 de outubro, 1992, Florianopolis, SC. 1992.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; reactor components; three-dimensional calculations

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  • IPEN-DOC 09634

    CASTANHEIRA, MYRTHES . Analise dos mecanismos de degradacao de varetas combustiveis falhadas em reatores PWR. 2004. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 173 p. Orientador: Luis Antonio Albiac Terremoto.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; angra-1 reactor; fuel rods; failures; fuel element failure; nondestructive testing; chemical reactions; chemical physics; mathematical models; d codes; defects; cladding; hydridation; corrosion; thermodynamic properties

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  • IPEN-DOC 05141

    COELHO, P.R.P. ; HOLLAND, L. . Analise nao destrutiva da massa de uranio em elemento combustivel de reator tipo MTR. In: 3o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES, 11-14 de dezembro, 1982, Itaipava, RJ. 1982. p. 403-412.

    Palavras-Chave: uranium; nondestructive analysis; delayed neutron analysis; fuel elements; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 11271

    KAKUBO, MASAO . Analise sismica do predio do reator de uma central nuclear de potencia tipo PWR. 1983. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 97 p. Orientador: Roberto Yoshiyuti Hukai.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; earthquakes; foundations

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  • IPEN-DOC 06024

    MAI, LUIZ A. . Analise tecnico-economico do ciclo de combustivel 'Tandem'. Um estudo do caso Brasil-Argentina. 1997. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 162 p. Orientador: Jose Rubens Maiorino.

    Palavras-Chave: fuel cycle; pwr type reactors; angra-1 reactor; candu type reactors; embalse reactor; economic analysis

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  • IPEN-DOC 05404

    DECCO, CLAUDIA C.G. . Analise temporal das oscilacoes espaciais de xenonio em reatores de pequeno porte. 1997. Dissetacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 70 p. Orientador: Joao Manoel Losada Moreira.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; xenon oscillations; time dependence; power density; m codes; c codes

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  • IPEN-DOC 04532

    CRUZ, J.R.B.; MATTAR NETO, M. ; MIRANDA, C.A.J. . Analise termo-estrutural do suporte do vaso de pressao de um reator PWR. In: 4o. SEMINARIO DE ELEMENTOS FINITOS, 14-16 de outubro, 1992, Sao Paulo, SP. 1992.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; pressure vessels; stress analysis

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  • IPEN-DOC 01358

    ALVES, CARLOS H. . Analise termo-hidraulica e neutronica de reatores a agua pressurizada (PWR). 1982. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares, Sao Paulo, São Paulo. 107 p. Orientador: Artur Jose Goncalves Faya.

    Palavras-Chave: computer calculations; reactor cores; water cooled reactors; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 26360

    GOMES, DANIEL de S. ; STEFANI, GIOVANNI L. de ; OLIVEIRA, FABIO B.V. de . Analysis of a pressurized power reactor using thorium mixed fuel under regular operation. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4996-5009.

    Abstract: This work discusses a parametric study applied to nuclear power generation based on a mixed fuel formed by the composition of thorium-uranium oxide (Th-U)O2. Also, approached in this study the physical neutrons models of a fuel system composed of ThO2 75 wt% and UO2 25 wt%, with 19.5% enrichment of U-235. The thermodynamic features of the thorium-uranium fuel system compared with the properties of uranium dioxide. Thorium-based fuel operating extended fuel cycles reach of over 80 GWd/MTU in a pressurized water reactor (PWR). Homogenous distribution of thorium-based fuel, used on the reactor core, could reduce Pu-239, once U-233 production capacity dependent on Th-232 replacing U-238 in the fuel matrix. The mixed oxide fuel has a lower buildup of Pu-239, causing the linear heat rate distribution slope to flatten and lowering fuel porosity. The release of gaseous fission products models for (Th-U)O2 could have different diffusion coefficients when compared to uranium oxide models. Besides, resulting in lower thermal gradients than UO2 and a reduction in fuel swelling. This parametric study reviews the aspects of radioactive decay chains of uranium and thorium. It founded the simulation using approved nuclear codes, such as SERPENT for neutron physics calculations and the FRAPCON code, which defines the licensing process. The results show that thoria based fuel has a higher performance than UO2 fuel in regular operation and can improve safety margins.

    Palavras-Chave: comparative evaluations; enthalpy; f codes; mixed oxide fuels; performance; pwr type reactors; s codes; thermal conductivity; thorium; uranium oxides

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  • IPEN-DOC 20970

    PACHECO, RAFAEL R. ; ANDRADE, DELVONEI A. . Analysis of experimental routine of high enthalpy steam discharge in subcooled water. 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: brazil; enthalpy; steam; water; pwr type reactors; subcooling; experimental data

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  • IPEN-DOC 26357

    LIMA, LEONARDO S.; MELO, CAIO; FARIA, DANILO P.; BERRETA, JOSE; ABATI, AMANDA ; GIOVEDI, CLAUDIA . Analysis of stresses acting on the internal and external surfaces of fuel rod of a pressurized water reactor using computational simulation. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4950-4961.

    Abstract: During operation of a Pressurized Water Reactor, the cladding of the fuel rod is subjected to various loads, such as: temperature, internal pressure, and external pressure which generate dimensional and geometric variations in the cladding tube. In the fuel rod, at the operating temperature, the internal pressure comes from the initial pre-pressurizing with Helium gas and the release of fission gases by the UO2 pellets during the irradiation. The external pressure is assumed to be the same as that of the coolant. In this paper, it was proposed the study of a mathematical model for computational simulation using the Finite Element Method to calculate and analyze the mechanical stresses acting on the internal and external surfaces of the fuel rod, adopting the normal operating condition, at 0 W of power. The boundary conditions, such as temperature and pressure profile, come from a modified version of a fuel performance code, considering as cladding material an iron-based alloy (austenitic stainless steel). The fuel rod was modeled and simulated using the Solidworks and ANSYS softwares, respectively. The values of the stresses acting on the cladding tube obtained by simulation were compared to the values obtained by analytical calculation. Then, it was checked the consistency of the adopted mathematical model, in order to ensure the reliability of the computational simulation as a tool to evaluate the stresses acting on the internal and external surfaces of the fuel rod under a PWR environment.

    Palavras-Chave: a codes; austenitic steels; boundary conditions; cladding; computerized simulation; finite element method; fuel rods; iron alloys; pwr type reactors; s codes; stresses

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  • IPEN-DOC 24016

    REIS, REGIS ; SILVA, ANTONIO T. e . Analysis of the behavior under irradiation of high burnup nuclear fuels with the computer programs FRAPCON and FRAPTRAN. 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 objective of this paper is to verify the validity and accuracy of the results provided by programs FRAPCON-3.4a and FRAPTRAN behavior of Pressurized Water Reactors (PWR) fuel rods, in steady conditions at high burnup. To achieve this goal, the results provided by these computer simulations are compared with experimental data available in the database FUMEX III. found that the computer programs used have a good ability to predict the operational behavior of PWR fuel rods in high burnup steady Accident (RIA).

    Palavras-Chave: accuracy; burnup; computerized simulation; f codes; fuel rods; irradiation; nuclear fuels; pwr type reactors; reactivity-initiated accidents; steady-state conditions; transients; uranium oxides; validation; zircaloy 4

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  • IPEN-DOC 05275

    OLIVEIRA, C.A. ; NORONHA, R.. Analysis of the interaction between fuel elements and supporting grid in LOCA conditions. In: 12th INTERNATIONAL CONFERENCE ON STRUCTURAL MECHANICS IN REACTOR TECHNOLOGY, August, 1993, Stuttgard, West Germany. 1993. p. 149-154.

    Palavras-Chave: fuel elements; loss of coolant; pwr type reactors; grids

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  • IPEN-DOC 28023

    DANTAS, ANA C.B. . Análise de sensibilidade em códigos de desempenho de combustíveis nucleares / Sensitivity analisys in nuclear fuel performance codes . 2021. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 78 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. DOI: 10.11606/D.85.2021.tde-14072021-114644

    Abstract: Para o licenciamento de reatores nucleares é essencial que sejam apresentados cálculos e evidência experimental comprovando que sua operação obedece à normas de segurança impostas pelos órgãos reguladores. Este trabalho se propõe a efetuar uma análise de sensibilidade e quantificação de incertezas sobre o código TRANSURANUS adaptado para o uso do revestimento de aço inoxidável AISI-348 em varetas de combustível de um reator PWR, permitindo identificar quais os dados de entrada mais relevantes aos modelos do TRANSURANUS, bem como um intervalo de confiança para os resultados obtidos. A análise foi feita através da amostragem por métodos de Monte Carlo, onde os dados de entrada referentes à geometria e composição da vareta de combustível apresentam uma distribuição normal truncada nas tolerâncias de fabricação. Os valores aleatórios gerados foram usados como dados de entrada do TRASURANUS e, após múltiplas execuções, os resultados do TRANSURANUS referentes à temperatura central do combustível, pressão interna da vareta e deformação do revestimento foram usados para a obtenção do intervalo de confiança e a realização de uma análise de sensibilidade por decomposição da variância.

    Palavras-Chave: nuclear fuel; fuel management; spent fuel elements; production; fuel rods; cladding; surface coating; stainless steel-348; pwr type reactors; activation analysis; accuracy; performance; sensitivity; data covariances; computer codes

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  • IPEN-DOC 24921

    LEE, SEUNG M. . Análise do acidente severo na Usina Nuclear Angra 2 utilizando o programa MELCOR. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Junho, 2018. (IPEN-CEN-PSE-DRS-010-00-RELT-006-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Abstract: Este trabalho simula um acidente de condições estendidas de projeto na Usina Nuclear ANGRA 2, utilizando o código MELCOR. A instalação nuclear ANGRA 2 foi escolhida pelo fato de se ter a sua modelagem já testada, por meio de simulações de alguns acidentes descritos em seu respectivo FSAR (Final Safety Analysis Report), com o RELAP5. O trabalho compara os resultados das simulações com condições diferentes a respeito das medidas mitigatórias do SAMG a fim de avaliar a eficácia de cada uma dessas medidas.

    Palavras-Chave: reactor accidents; angra-2 reactor; pwr type reactors; safety analysis; computer codes; loss of coolant; atmospheres; ambient temperature

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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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