Navegação por assunto "r codes"

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  • IPEN-PUB-346

    SABUNDJIAN, G. ; CONTI, T.N. . Comparacao dos resultados obtidos com os codigos RELAP4/MOD3 e RELAP4/MOD5 na simulacao da fase de despressurizacao do acidente de perda de refrigerante primario na Usina Nuclear de Angra 1. 1991. 15 p.

    Palavras-Chave: angra-1 reactor; loss of coolant; r codes; blowdown; simulation; comparative evaluations; transients

  • IPEN-PUB-345

    SABUNDJIAN, G. ; FREITAS, R.L. ; CONTI, T.N. . Comparacao entre os codigos RELAP5/MOD1 e TRAC-PD2 na simulacao da experiencia CANON. 1991. 17 p.

    Palavras-Chave: reactor accidents; loss of coolant; depressurization; simulation; r codes; t codes

  • IPEN-DOC 02409

    SABUNDJIAN, G. ; FREITAS, R.L. ; CONTI, T.N. . Comparacao entre os codigos RELAP5/MOD1 e TRAC-PD2 na simulacao da experiencia CANON. In: 6th ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, Dec. 3-5, 1986, Sao Jose dos Campos, SP, Brazil. 1986.

    Palavras-Chave: comparative evaluations; computer codes; loss of coolant; r codes; t codes

  • IPEN-DOC 17556

    SABUNDJIAN, GAIANE ; ANDRADE, DELVONEI A. de ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; TORRES, WALMIR M. ; MACEDO, LUIZ A. ; CONTI, THADEU N. ; MESQUITA, ROBERTO N. de ; ANGELO, GABRIEL. Comparison between experimental data and numerical modeling for the natural circulation phenomenon. Journal of the Brazilian Society of Mechanical Sciences and Engineering, v. 33, n. 3, p. 227-232, 2011.

    Palavras-Chave: computerized simulation; experimental data; natural convection; pressure measurement; r codes; temperature dependence; thermal hydraulics; two-phase flow

  • IPEN-DOC 15276

    SABUNDJIAN, GAIANE ; ANDRADE, DELVONEI A. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; TORRES, WALMIR M. ; MACEDO, LUIZ A. ; CONTI, THADEU N. ; MESQUITA, ROBERTO N. ; MASOTTI, PAULO H.F. ; PENHA, ROSANI M.L.; SILVA FILHO, MAURO F.; MELO, GABRIEL R.; BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; BORGES, EDUARDO M.. Comparison between experimental data and numerical modeling for the natural circulation phenomenon. 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: computerized simulation; experimental data; natural convection; pressure measurement; r codes; temperature dependence; thermal hydraulics; two-phase flow

  • IPEN-DOC 24003

    BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; RIBEIRO, GUILHERME B.; SABUNDJIAN, GAIANE ; CALDEIRA, ALEXANDRE D.. Comparison between RELAP5 versions for a two-phase natural circulation analysis. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Abstract: RELAP5 is one of the most used numerical tools to predict thermal-hydraulic and neutronic phenomena in nuclear reactors. RELAP5-3D is the latest version of this software family, but RELAP5-mod3 is still widely used in Brazilian research institutes and it is also used as benchmark for several nuclear applications. Among these applications, the use of passive heat transfer mechanisms, such as natural circulation, has drawn attention of several studies, especially after the Fukushima-Daiichi accident. Considering this aforementioned aspect, this study proposes a comparison of RELAP5-3D and RELAP5-mod3 versions, focusing on a two-phase natural circulation loop. For comparison purposes, an experimental data set is part of the analysis. Results showed that during the single-phase regime, the temperature difference between versions is negligible. However, when the two-phase flow regime takes place, different wavelengths and amplitudes of flow instabilities were obtained for each version. When compared to the experimental data set, the RELAP5-3D version provided the best prediction results.

    Palavras-Chave: comparative evaluations; computerized simulation; differential equations; natural convection; r codes; thermal hydraulics; two-phase flow

  • 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

  • IPEN-DOC 04998

    STASIULEVICIUS, ROBERTO . Cristais naturais como monocromadores, analisadores e filtros de ordens superiores em difracao e espectrometria de neutrons. 1997. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 207 p. Orientador: Claudio Rodrigues.

    Palavras-Chave: crystals; monochromators; neutron diffraction; neutron spectroscopy; r codes; reflectivity; neutron spectrometers; monocrystals; spectroscopy

  • IPEN-DOC 21087

    SILVESTRE, LARISSA J.B. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Data calculation program for RELAP 5 code. 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: calculation methods; computerized simulation; p codes; r codes; angra-2 reactor; hydrodynamics; thermal gravimetric analysis; transients

  • IPEN-DOC 24004

    SILVESTRE, LARISSA J.B. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Development and application of the PCRELAP5 – Data Calculation Program for RELAP 5 Code. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Abstract: Nuclear accidents in the world led to the establishment of rigorous criteria and requirements for nuclear power plant operations by the international regulatory bodies. By using specific computer programs, simulations of various accidents and transients likely to occur at any nuclear power plant are required for certifying and licensing a nuclear power plant. Some sophisticated computational tools have been used such as the Reactor Excursion and Leak Analysis Program (RELAP5), which is the most widely used code for the thermo-hydraulic analysis of accidents and transients in nuclear reactors in Brazil and worldwide. A major difficulty in the simulation by using RELAP5 code is the amount of information required for the simulation of thermal-hydraulic accidents or transients. Thus, for those calculations performance and preparation of RELAP5 input data, a friendly mathematical preprocessor was designed. The Visual Basic for Application (VBA) for Microsoft Excel demonstrated to be an effective tool to perform a number of tasks in the development of the program. In order to meet the needs of RELAP5 users, the RELAP5 Calculation Program (Programa de Cálculo do RELAP5 – PCRELAP5) was designed. The components of the code were codified; all entry cards including the optional cards of each one have been programmed. An English version for PCRELAP5 was provided. Furthermore, a friendly design was developed in order to minimize the time of preparation of input data and errors committed by users. The final version of this preprocessor was successfully applied for Safety Injection System (SIS) of Angra 2.

    Palavras-Chave: computer calculations; p codes; r codes; reactor accident simulation; thermal hydraulics; transients; angra-2 reactor

  • IPEN-DOC 16868

    MACEDO, LUIZ A. ; TORRES, WALMIR M. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; ANDRADE, DELVONEI A. ; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; CONTI, THADEU N. ; MESQUITA, ROBERTO N. de ; MASOTTI, PAULO H.F. ; ANGELO, GABRIEL. Development of a labview web-based simulator for RELAP5. 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: natural convection; thermal hydraulics; temperature dependence; computerized simulation; r codes; reactors; loss of coolant; reactor accidents

  • IPEN-DOC 17206

    BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; BRUEL, RENATA N.; ANDRADE, DELVONEI A. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; MACEDO, LUIZ A. ; ANGELO, GABRIEL; TORRES, WALMIR M. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; CONTI, THADEU N. . Development of a VBA macro-based spreadsheet application for RELAP5 data post-processing. 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: r codes; thermal hydraulics; data processing

  • IPEN-DOC 04983

    LAINETTI, P.E.O. . Developments of research reactor dispersed fuels in the world - perspectives and tendencies. In: 11th MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMO-HIDRAULICA, August 18-22, 1997, Pocos de Caldas, MG. 1997. p. 746-750.

    Palavras-Chave: research reactors; test reactors; dispersion nuclear fuels; r codes; highly enriched uranium; nuclear fuel conversion

  • IPEN-DOC 22203

    SANTOS, LOIDE S. dos ; MESQUITA, ROBERTO N. de . Estudo e análise do fenômeno de circulação natural no circuito experimental instalado na Engenharia Química/POLI-USP. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIAÇÃO CIENTÍFICA, 11.; PROGRAMA DE BOLSAS E INICIAÇÃO CIENTÍFICA CNEN, 2., 10-11 de novembro, 2005, São Paulo, SP. Resumo expandido... 2005. p. 69-70.

    Palavras-Chave: natural convection; nuclear facilities; reactors; thermosyphons; r codes; accidents; experimental data

  • IPEN-DOC 18200

    SABUNDJIAN, GAIANE ; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; MESQUITA, ROBERTO N. ; MASOTTI, PAULO H.F. ; ANDRADE, DELVONEI A. ; TORRES, WALMIR M. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; CONTI, THADEU das N. ; ANGELO, GABRIEL. Flow regime identification in natural circulation phenomenon using RELAP5 code. In: BRAZILIAN CONFERENCE ON BOILING, CONDENSATION AND MULTIPHASE FLOW, 2rd, 7-9 de maio, 2012, Curitiba, PR. Anais... 2012.

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

  • IPEN-DOC 21060

    BORGES, EDUARDO M. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Flow regimes and heat transfer modes identification in ANGRA 2 core, during small break in the primary loop with area of 100 cmsup(2), simulated with RELAP5 code. 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: angra-2 reactor; loss of coolant; reactor accidents; eccs; heat transfer; r codes

  • IPEN-DOC 24026

    BORGES, EDUARDO M. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Identification of flow regimes and heat transfer modes in ANGRA2 core during the simulation of the small break loss of coolant accident of 250 cm2 in the cold leg of primary loop using RELAP5 code. 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 aim of this paper is to identify the flow regimes, the heat transfer modes, and the correlations used by RELAP5/MOD3.2.gama code in ANGRA 2 during the Small-Break Loss-of-Coolant Accident (SBLOCA) with a 250cm2 of rupture area in the cold leg of primary loop. The Chapter 15 of the Final Safety Analysis Report of ANGRA 2 (FSAR-A2) reports this specific kind of accident. The results from this work demonstrated the several flow regimes and heat transfer modes that can be present in the core of ANGRA 2 during the postulated accident. The results obtained for Angra2 nuclear reactor core during the postulated accident were satisfactory when compared with the FSAR-A2. Additionally, the results showed the correct actuation of the ECCS guaranteeing the integrity of the reactor core.

    Palavras-Chave: flow models; fluid flow; heat transfer; loss of coolant; r codes; reactor accident simulation; reactor cores; void fraction; angra-2 reactor

  • IPEN-PUB-350

    MARRA NETO, A. ; SILVA, A.T. ; SABUNDJIAN, G. ; CONTI, T.N. . Interligacao do codigos FRAP-T, FRAPCON e RELAP-4 para analise de transientes e acidentes de varetas combustiveis de reatores de agua leve. 1991. 18 p.

    Palavras-Chave: reactor accidents; fuel rods; transients; r codes; simulation

  • IPEN-DOC 21033

    SILVA, DAYANE F. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; LIMA, ANA C.S. . Methodology of a PWR containment analysis during a thermal-hydraulic accident. 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: pwr type reactors; containment; nuclear accidents; angra-2 reactor; loss of coolant; brazilian cnen; r codes

  • IPEN-PUB-342

    CONTI, T.N. ; SOUZA, A.L. ; SABUNDJIAN, G. . Metodologia simplificada para analise da contencao de Angra 1. 1991. 12 p.

    Palavras-Chave: angra-1 reactor; reactor safety; loss of coolant; simulation; r codes; c codes; comparative evaluations

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Autor: Maprelian

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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.

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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