Navegação por assunto "pwr type reactors"

Classificar por: Ordenar: Resultados:

  • IPEN-DOC 00880

    TIBA, CHIGUERU . Razao de conversao e consumo de material fissil em reatores PWR. 1977. Dissertacao (Mestrado) - Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP, Sao Paulo. 84 p. Orientador: Willen Jan Oosterkamp.

    Palavras-Chave: fissionable materials; fuels; fuel cycle; water cooled reactors; pwr type reactors

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 26855

    GIOVEDI, C.; MARTINS, M.R.; ABE, A. ; REIS, R. ; SILVA, A.T. . Reactivity initiated accident assessment for ATF cladding materials. In: TECHNICAL MEETING ON MODELLING OF FUEL BEHAVIOUR IN DESIGN BASIS ACCIDENTS AND DESIGN EXTENSION CONDITIONS, May 13-16, 2019, Shenzhen, China. Proceedings... Vienna, Austria: International Atomic Energy Agency, 2020. p. 155-161. (IAEA-TECDOC-1913).

    Abstract: Following the experience that came from the Fukushima Daiichi accident, one possible way of reducing risk in a nuclear power plant operation would be the replacement of the existing fuel rod cladding material (based on zirconium alloys) by another materials which could fulfill the requirements of the accident tolerant fuel (ATF) concept. In this sense, ATF should be able to keep the current fuel system performance under normal operation conditions; moreover, it should present superior performance than the existing conventional fuel system (zirconium-based alloys and uranium dioxide) under accident conditions. The most challenging and bounding accident scenarios for nuclear fuel systems in Pressurized Water Reactors (PWR) are Loss of Coolant Accident (LOCA) and Reactivity Initiated Accident (RIA), which are postulated accidents. This work addresses the performance of ATF using iron-based alloys as cladding material under RIA conditions. The evaluation is carried out using modified versions of the coupled system FRAPCON/FRAPTRAN. These codes were modified to include the material properties (thermal, mechanical, and physics) of an iron-based alloy, specifically FeCrAl alloy. The analysis is performed using data available in the open literature related to experiments using conventional PWR fuel system (zirconium-based alloys and uranium dioxide). The results obtained using the modified code versions are compared to those of the actual existing fuel system based on zircaloy-4 cladding using the original versions of the fuel performance codes (FRAPCON/FRAPTRAN).

    Palavras-Chave: accident-tolerant nuclear fuels; charges; cladding; comparative evaluations; currents; fuel rods; fuel systems; fukushima daiichi nuclear power station; hazards; zircaloy 4; iron; loss of coolant; nuclear power plants; operation; performance; pwr type reactors; reactivity-initiated accidents; steady-state conditions; uranium dioxide

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 04137

    CABRAL, E.L.L. ; MEYER, J.E.. Real-time dimensional thermal-hydraulic information for large PWR cores. In: 8th ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, September 17-20, 1991, Atibaia, SP. 1991. p. 327-334.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; reactor cores; real time systems

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 25252

    FIORI, MARCIO A.; RIELLA, HUMBERTO G. ; KNOB, PAULO J.. Reatores nucleares de Geração III e de Geração IV. In: . Modal nuclear e a matriz energética global: contribuições e tendências do modal nuclear para a matriz energética global. Riga, Letônia: Novas Edições Acadêmicas, 2018. p. 61-74, cap. 4.

    Palavras-Chave: reactors; pwr type reactors; westinghouse standard reactor; risk analysis; nuclear fuels

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 27716

    FIGUEIREDO, C.D.R. ; MATTAR NETO, M. . Recommendation for linearization procedure in nuclear pressure vessel-nozzle intersections. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 8, n. 3A, p. 1-13, 2020. DOI: 10.15392/bjrs.v8i3A.1572

    Abstract: The pressure vessel design is a fundamental step during the construction of new pressurized water reactors (PWRs). In these facilities, several safety requirements are necessary to guarantee the protection of workers, community and environment against the release of radioactive materials. The Design by Analysis is the procedure presented in the ASME Code, Section III, for nuclear components, which consist of rigorous analysis and classification of all types of stresses and loading conditions to incorporate smaller safety factors increasing the general safety. The limits presented in the ASME Code, Section III, were based on the shell theory. However, precise rules for achieving the various stress categories, in solid finite element analysis, have not been implemented yet in the code. For this reason, this work presents a methodology for the linearization procedure of elastic stresses in pressure vessel-nozzle intersections. Therefore, a vessel was modelled in tridimensional solid finite elements, analyzed and verified as a nuclear component. Then, a discussion of how to perform the code verifications was presented, as well as a mapping of stresses. The lines that were constructed in pressure vessel between transition and structural elements in the longitudinal plane (0º) and lines in structural elements in the nozzle in the transversal plane (90º) present higher stresses and are compared with the ASME Code, Section III limits.

    Palavras-Chave: a codes; design; finite element method; mesh generation; nozzles; pressure vessels; pwr type reactors; stress analysis

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 26366

    FIGUEIREDO, CAROLINA D.R. ; MATTAR NETO, MIGUEL . Recommendations for linearization procedure in pressure Vessel-Nozzle intersections. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5249-5258.

    Abstract: The pressure vessel design is a fundamental step during the construction of new pressurized water reactors (PWRs). In these facilities, several safety requirements are necessary to guarantee the protection of workers, community and environment against the release of radioactive materials. The current version of the ASME Code for vessel pressure presents two types of procedures for structural analysis: Design by Standard and Design by Analysis. The Design by Analysis is a more complex procedure and it requires more rigorous analysis and classification of all types of stresses and loading conditions, in order to incorporate smaller safety coefficients. However, precise rules for achieving the various stress categories have not been implemented in the code. For this reason, this work presents a methodology for the stress linearization in nozzle vessel intersections. The used recommendation is that the line constructed for the linearization should be taken out of transitions elements. So a pressure vessel nozzle intersection was modeling, analyzed and verified then a discussion of how to perform the Code verifications was presented, as well as a mapping of stress. The lines that were constructed in pressure vessel between transition and structural elements in the longitudinal plane (0º) and lines in structural elements in the nozzle in the transversal plane (90º) presents higher stresses.

    Palavras-Chave: a codes; design; finite element method; mesh generation; nozzles; pressure vessels; pwr type reactors; stress analysis

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 24197

    REIS, LUIS A.M. dos ; MUCSI, CRISTIANO S. ; TAVARES, LUIZ A.P. ; ALENCAR, MAICON C. ; GOMES, MAURILIO P. ; BARBOSA, LUZINETE P. ; ROSSI, JESUALDO L. . Recycling and melting process of the zirconium alloy chips. 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: cleaning; electrodes; enriched uranium; fuel rods; melting; pwr type reactors; quality control; recycling; scrap; uranium 235; vacuum furnaces; zirconium alloys

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 09837

    BARROSO, A.C.O. ; BAPTISTA FILHO, B.D. . Refining the design and analysis of the iris pressurizer. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON NUCLEAR OPTION IN COUNTRIES WITH SMALL AND MEDIUM ELECTRICITY GRIDS DUBROUNIK, 5th, May 16-20, 2004, Croatia. Proceedings... 2004.

    Palavras-Chave: reactors; pwr type reactors; pressurizers; simulation

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 17003

    AGUIAR, B.M.; KNIESS, C.T.; FERRAZ, W.B.; RIELLA, H.G.. Refining U-Zr-Nb alloys by remelting. 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: crystallography; niobium; optical microscopy; pwr type reactors; scanning electron microscopy; structural chemical analysis; uranium; uranium base alloys; x radiation; x-ray diffraction; zirconium

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 03932

    ROSSINI, M.R.; KOSAKA, N. . Remanejamento de combustivel em reatores PWR com auxilio da teoria de perturbacao em primeira ordem. In: 3o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 22-27 de julho, 1990, Rio de Janeiro, RJ. 1990. p. 98-105.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; fuel management; perturbation theory

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 05507

    MELDONIAN, N.L. ; YAMAGUCHI, M. ; KOSAKA, N. ; MOREIRA, J.M.L. . RENAP-MP - reator nacional de agua pressurizada de media potencia. In: 5o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 28 de agosto - 2 de setembro, 1994, Rio de Janeiro, RJ. 1994. p. 1019-1023.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; nuclear power plants; planning; brazilian cnen

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 08705

    LEME, F.L.; MATTAR NETO, M. . Requisitos de projeto mecanico de componentes do mecanismo de acionamento de barras de controle de um reator PWR. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; NATIONAL MEETING OF REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 13th, Aug. 11-16, 2002, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Rio de Janeiro: ABEN, 2002, 2002.

    Palavras-Chave: control rod drives; specifications; pwr type reactors

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 12367

    ALY, OMAR F.; PAES de ANDRADE, ARNALDO H. ; MATTAR NETO, MIGUEL ; SCHVARTZMAN, MONICA. Results on modeling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of pressurized water reactors. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON STRUCTURAL MECHANICS IN REACTOR TECHNOLOGY, 19th, Aug. 12-17, 2007, Toronto, Canada. Proceedings... 2007.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; stress corrosion; cracking; control rod drives; nozzles

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 20415

    ABE, ALFREDO ; GIOVEDI, CLAUDIA; GOMES, DANIEL de S. ; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO . Revisiting stainless steel as PWR fuel rod cladding after Fukushima daiichi accident. Journal of Energy and Power Engineering, v. 8, p. 973-980, 2014.

    Palavras-Chave: stainless steels; cladding; fuel rods; pwr type reactors; zircaloy; steady-state conditions; p codes; performance

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 11200

    MATTAR NETO, M. ; CRUZ, J.R.B.; JONG, R.P.. Routines for the assessment of cracked piping of PWR nuclear reactors primary systems. 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: cracks; ductile-brittle transitions; failures; fracture mechanics; fracture properties; pipes; pwr type reactors

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 22973

    WU, FREDERICO E. ; CONTI, THADEU das N. . Segurança nuclear de reatores de 2a e 4a gerações. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIAÇÃO CIENTÍFICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 22.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 13.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 6., 07-08 de dezembro, 2016, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo, SP: IPEN, 2016. p. 171-172.

    Palavras-Chave: radiation protection; reactors; bwr type reactors; pwr type reactors

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 03482

    RUBIN, G.A. ; SOARES, A.J. . SIMPCO - Uma ferramenta para estudo de sistemas de controle de centrais nucleares. In: 6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 27 de outubro - 1 de novembro, 1996, Rio de Janeiro, RJ. 1996.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; pwr type reactors; nuclear facilities; programming; computerized simulation; control systems

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 10702

    ARONNE, I.D.; PALMIERI, E.T.; BAPTISTA FILHO, B.D. ; BARROSO, A.C.O. ; AZEVEDO, C.V.G.. Simulacao de estados estacionarios de um PWR integral e de transientes para mudanca de potencia entre esses estados usando o RELAP5MOD3. 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: computerized simulation; experimental data; neural networks; pressure dependence; pwr type reactors; r codes; steady-state conditions; transients

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 02597

    FREITAS, R.L. ; CONTI, T.N. . Simulacao de experiencias de despressurizacao atraves do codigo TRAC-PD2. In: 1o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 17-20 de marco, 1986, Rio de Janeiro, RJ. 1986. p. 383-386.

    Palavras-Chave: blowdown; pwr type reactors; t codes

    Como referenciar este item
    Icon

  • IPEN-DOC 01061

    WOISKI, EMANUEL R. . Simulacao do modelo termodinamico de pressurizador tipico de PWR em regime transiente por meio do programa CSMP. 1981. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 121 p. Orientador: Roberto Yoshiyuti Hukai.

    Palavras-Chave: analog systems; simulators; water cooled reactors; pwr type reactors

    Como referenciar este item
    Icon

A pesquisa no RD utiliza os recursos de busca da maioria das bases de dados. No entanto algumas dicas podem auxiliar para obter um resultado mais pertinente.

✔ É possível efetuar a busca de um autor ou um termo em todo o RD, por meio do Buscar no Repositório , isto é, o termo solicitado será localizado em qualquer campo do RD. No entanto esse tipo de pesquisa não é recomendada a não ser que se deseje um resultado amplo e generalizado.

✔ A pesquisa apresentará melhor resultado selecionando um dos filtros disponíveis em Navegar

✔ Os filtros disponíveis em Navegar tais como: Coleções, Ano de publicação, Títulos, Assuntos, Autores, Revista, Tipo de publicação são autoexplicativos. O filtro, Autores IPEN apresenta uma relação com os autores vinculados ao IPEN; o ID Autor IPEN diz respeito ao número único de identificação de cada autor constante no RD e sob o qual estão agrupados todos os seus trabalhos independente das variáveis do seu nome; Tipo de acesso diz respeito à acessibilidade do documento, isto é , sujeito as leis de direitos autorais, ID RT apresenta a relação dos relatórios técnicos, restritos para consulta das comunidades indicadas.

A opção Busca avançada utiliza os conectores da lógica boleana, é o melhor recurso para combinar chaves de busca e obter documentos relevantes à sua pesquisa, utilize os filtros apresentados na caixa de seleção para refinar o resultado de busca. Pode-se adicionar vários filtros a uma mesma busca.

Exemplo:

Buscar os artigos apresentados em um evento internacional de 2015, sobre loss of coolant, do autor Maprelian.

Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

Tipo de publicação: Texto completo de evento

Ano de publicação: 2015

✔ Para indexação dos documentos é utilizado o Thesaurus do INIS, especializado na área nuclear e utilizado em todos os países membros da International Atomic Energy Agency – IAEA , por esse motivo, utilize os termos de busca de assunto em inglês; isto não exclui a busca livre por palavras, apenas o resultado pode não ser tão relevante ou pertinente.

✔ 95% do RD apresenta o texto completo do documento com livre acesso, para aqueles que apresentam o significa que e o documento está sujeito as leis de direitos autorais, solicita-se nesses casos contatar a Biblioteca do IPEN, bibl@ipen.br .

✔ Ao efetuar a busca por um autor o RD apresentará uma relação de todos os trabalhos depositados no RD. No lado direito da tela são apresentados os coautores com o número de trabalhos produzidos em conjunto bem como os assuntos abordados e os respectivos anos de publicação agrupados.

✔ O RD disponibiliza um quadro estatístico de produtividade, onde é possível visualizar o número dos trabalhos agrupados por tipo de coleção, a medida que estão sendo depositados no RD.

✔ Na página inicial nas referências são sinalizados todos os autores IPEN, ao clicar nesse símbolo será aberta uma nova página correspondente à aquele autor – trata-se da página do pesquisador.

✔ Na página do pesquisador, é possível verificar, as variações do nome, a relação de todos os trabalhos com texto completo bem como um quadro resumo numérico; há links para o Currículo Lattes e o Google Acadêmico ( quando esse for informado).

ATENÇÃO!

ESTE TEXTO "AJUDA" ESTÁ SUJEITO A ATUALIZAÇÕES CONSTANTES, A MEDIDA QUE NOVAS FUNCIONALIDADES E RECURSOS DE BUSCA FOREM SENDO DESENVOLVIDOS PELAS EQUIPES DA BIBLIOTECA E DA INFORMÁTICA.

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.

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.