Navegação por assunto "pwr type reactors"

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  • IPEN-DOC 23030

    BORGES, EDUARDO M. ; CONTI, THADEU das N. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Simulação do acidente de perda de refrigerante na linha do sistema de resfriamento de emergência do núcleo conectada à perna fria do circuito primário de ANGRA 2 / Simulation of the loss of coolant accident in the emergency core cooling system line connected to cold leg of the primary loopof ANGRA 2. Ciência, Tecnologia & Ambiente, v. 4, n. 1, p. 45-55, 2016. DOI: 10.4322/2359-6643.04107

    Abstract: Devido a ocorrência de acidentes nucleares, organizações reguladoras nucleares mundiais incluiram a análise de acidentes considerados como acidentes base de projeto – Perda de Refrigerane Primario grande ou pequenas-rupturas (Losso of Coolant Accident - LOCA) e incluí-los nos relatórios de análise de segurança de instalações nucleares. No Brasil, a ferramenta selecionada pela autoridade de licenciamento, Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), é a o código RELAP5. Este trabalho tem por objetivos simular e avaliar o acidente postulado de perda de refrigerante na linha do Sistema de Resfriamento de Emergência do Núcleo, que está conectada à perna fria do circuito primário da usina nuclear ANGRA 2. A área da ruptura é de 380 cm2 que é considerado um acidente de perda de refrigerante por pequena ruptura, conhecido como Small Break Loss of Coolant Accident (SBLOCA), que é descrito no Capítulo 15 do Relatório de Final de Análise de Segurança de ANGRA 2 – RFAS/A2. A metodologia utilizada para para atingir os objetivos deste trabalho é a simulação do acidente proposto com o código RELAP5, que é um programa com filosofia best estimate. As condições iniciais e de contorno adotadas na simulação são as mesmas mencionadas no RFAS/A2 e que são descritas no trabalho. Os resultados obtidos mostraram que o Sistema de Proteção do Reator e o Sistema de Resfriamento de Emergência do Núcleo de ANGRA 2 atuaram corretamente durante o evento simulado, mantendo a integridade do núcleo com temperaturas bem abaixo do valor limite (1200°C). Os resultados obtidos durante o acidente podem ser considerados satisfatórios, quando comparados aos dados apresentados no Relatório de Final de Análise de Segurança de ANGRA 2.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; computerized simulation; r codes; accidents; loss of coolant; emergency plans; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 20398

    BORGES, EDUARDO M. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Simulação do acidente de perda de refrigerante na linha do sistema de resfriamento de emergência do núcleo, conectada à perna fria do circuito primário de ANGRA 2. In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECÂNICA, 8., 10-15 de agosto, 2014, Uberlandia, MG. Anais... 2014.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; computerized simulation; r codes; accidents; loss of coolant; emergency plans; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 26504

    LEE, S.M. ; LAPA, N.S.; SABUNDJIAN, G. . Simulation of a severe accident at a typical PWR due to break of a hot leg ECCS injection line using MELCOR code. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 7, n. 2B, p. 1-13, 2019. DOI: 10.15392/bjrs.v7i2B.682

    Abstract: The aim of this work was to simulate a severe accident at a typical PWR, initiated with a break in Emergency Core Cooling System line of a hot leg, using the MELCOR code. The model of this typical PWR was elaborated by the Global Research for Safety and provided to the CNEN for independent analysis of the severe accidents at Angra 2, which is similar to this typical PWR. Although both of them are not identical, the results obtained of that typical PWR may be valuable because of the lack of officially published simulation of severe accident at Angra 2. Relevant parameters such as pressure, temperature and water level in various control volumes, after the break at the hot leg, were calculated as well as degree of core degradation and hydrogen production within the containment. The result obtained in this work could be considered satisfactory in the sense that the physical phenomena reproduced by the simulation were in general very reasonable, and most of the events occurred within acceptable time intervals. However, the uncertainty analysis was not carried out in this work. Furthermore, this scenario could be used as a base for the study of the effectiveness of some preventive or/and mitigating measures of Severe Accident Management by implementing each measure in this model.

    Palavras-Chave: gesellschaft fuer anlagen- und reaktorsicherheit; lbloca; m codes; pwr type reactors; reactor cores; boundary conditions; brazilian cnen; eccs; computerized simulation

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  • IPEN-DOC 24024

    LEE, SEUNG M. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Simulation of a severe accident at a typical PWR due to break of a hot leg ECCS line using melcor 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 work was to simulate a severe accident at a typical PWR caused by break in Emergency Core Cooling System (ECCS) line of a hot leg using the MELCOR code. The nodalization of this typical PWR was elaborated by the Global Research for Safety (GRS) and provided to the CNEN for analysis of the severe accidents at the Angra 2, which is similar to that PWR. Although both of them are not identical the results obtained for that typical PWR may be valuable because of the lack of officially published calculation for Angra 2. Relevant parameters such as pressure, temperature and water level in various control volumes after the break in the hot leg were calculated as well as degree of core degradation and hydrogen concentration in containment. The result obtained in this work could be considered satisfactory in the sense that the physical phenomena reproduced by the simulation were in general very reasonable, and most of the events occurred within acceptable time intervals. However, the uncertainty analysis was not carried out in this work. Furthermore, this scenario could be used as a base for the study of the effectiveness of some preventive or/and mitigating measures of Severe Accident Management (SAMG) by adding associated conditions for each measure in its input.

    Palavras-Chave: boundary conditions; computerized simulation; eccs; gesellschaft fuer anlagen- und reaktorsicherheit; lbloca; m codes; pwr type reactors; reactor cores

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  • IPEN-DOC 10746

    BOTELHO, D.A.; SAMPAIO, P.A.B.; MOREIRA, M.L.; BARROSO, A.C.O. . Simulation of IRIS pressurizer out-surge transient using two and three volumes simulation models. 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: experimental data; flow rate; optimization; pressure dependence; pressurizers; pwr type reactors; simulation; transients; validation

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  • IPEN-DOC 12180

    BAPTISTA FILHO, BENEDITO D. ; BARROSO, ANTONIO C. de O. ; ARONNE, IVAN D.; PALMIERI, ELCIO T.; AZEVEDO, CARLOS V.G. de. Simulation of iris transients with RELAP5. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 8th/ MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 15th, Sept. 30 - Oct. 5, 2007, Santos, SP. Proceedings... São Paulo: ABEN, 2007, 2007.

    Palavras-Chave: computerized simulation; control elements; experimental data; neural networks; pressure dependence; pwr type reactors; r codes; reactor cooling systems; reactor safety; steady-state conditions; thermal hydraulics; transients

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  • IPEN-DOC 28277

    TSUTSUMIUCHI, VICTOR K. ; ANDRADE, MARIA de F.; VICENTE, ROBERTO . Simulation of transport and concentration of radionuclides by dynamic processes in the atmosphere. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, November 29 - December 2, 2021, Online. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2021.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; reactor accidents; concentration ratio; earth atmosphere; pollutants; pwr type reactors; radiation transport; radioisotopes; uranium ores; angra-1 reactor; angra-2 reactor

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  • IPEN-DOC 28276

    TSUTSUMIUCHI, VICTOR K. ; ANDRADE, MARIA de F.; VICENTE, ROBERTO . Simulation of transports and concentration of radionuclides by dynamics process in the atmosphere in eventual accidents in the Angra 1 and Angra 2 Power Plants. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, November 29 - December 2, 2021, Online. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2021.

    Palavras-Chave: concentration ratio; earth atmosphere; nuclear power plants; pollutants; pwr type reactors; radiation accidents; radiation transport; radioisotopes; reactor accidents; uranium ores; air; angra-1 reactor; angra-2 reactor

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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 25088

    DURAZZO, MICHELANGELO ; FREITAS, ARTUR C. ; SANSONE, ALBERTO E.S. ; FERREIRA, NILDEMAR A.M. ; CARVALHO, ELITA F.U. de ; RIELLA, HUMBERTO G. ; LEAL NETO, RICARDO M. . Sintering behavior of UO2-Er2O3 mixed fuel. Journal of Nuclear Materials, v. 510, p. 603-612, 2018. DOI: 10.1016/j.jnucmat.2018.08.051

    Abstract: The incorporation of burnable neutron absorbers into nuclear fuel pellets is important regarding reactivity compensation, which enables longer fuel cycles. The dry mechanical blending route is the most attractive process to accomplish absorbers incorporation because of its simplicity. By using this route, the present work has investigated the sintering behavior of UO2Er2O3 mixed fuel. A comparison with UO2Gd2O3 sintering behavior was presented. The behavior of UO2Er2O3 fuel sintering was similar to that reported for UO2Gd2O3 fuel, e.g. two-stage sintering with two peaks in the shrinkage rate curves. The effect showed to be less pronounced for Er2O3. This was attributed to the characteristics of the Er2O3 powder particles used as raw-material, whose agglomerates can be more easily broken and thus better homogenized during the blending with UO2 powder. These results confirmed that sinterability depends directly on the quality of the homogenization of the powders, as seen previously. A second phase was experimentally detected in the UO2Er2O3 system, but its impact on the sintering behavior of this mixed fuel has not yet been clarified.

    Palavras-Chave: nuclear fuels; pwr type reactors; diffusion barriers; gadolinium; gadolinium oxides; sintering; solid solutions; uranium dioxide

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  • IPEN-DOC 04607

    ROSSINI, MARCOS R. . Sistema de calculo para gerenciamento de combustivel em reatores tipo PWR atraves da teoria de perturbacao de primeira ordem. 1992. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 155 p. Orientador: Nanami Kosaka.

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

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  • IPEN-DOC 09838

    BAPTISTA FILHO, B.D. ; CEGALLA, M. ; RADUAN, R.N. ; BARROSO, A.C.O. ; MOLNARY, L. ; LIMA, F.R.A.; LIRA, C.A.B.O.; LIMA, R.C.F.. Social economic and environmental assessment of energy and water desalination options for the brazilian polygon of drought with iris reactor. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON NUCLEAR OPTION IN COUNTRIES WITH SMALL AND MEDIUM ELECTRICITY GRIDS DUBROUNIK, 5thMAY 16-20, May 16-20, 2004, Croatia. Proceedings... 2004.

    Palavras-Chave: reactors; pwr type reactors; seawater; desalination; socio-economic factors; environmental impacts

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  • IPEN-DOC 02477

    SILVA, A.T. ; PERROTTA, J.A. . Some aspects of the use of zircaloy and stainless steel as clad of pressurized water reactor fuel rods. In: INTERNATIONAL SYMPOSIUM ON IMPROVEMENTS IN WATER REACTOR FUEL TECHNOLOGY AND UTILIZATION, Sept. 15-19, 1985, Stockholm, Sweden. 1985.

    Palavras-Chave: cladding; f codes; fuel rods; performance; pwr type reactors; stainless steel-348; steady-state conditions; zircaloy

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  • IPEN-DOC 27767

    SANTOS, THIAGO A. dos ; STEFANI, GIOVANNI L. de . STC-MOX-Th: um novo código termo-hidráulico para pesquisa e ensino / STC-MOX-Th: a new thermal hydraulic code for research and education. Revista Internacional de Ciências, v. 10, n. 2, p. 3-22, 2020. DOI: 10.12957/ric.2020.46816

    Abstract: O trabalho trata da criação de um programa elaborado em ambiente MATLAB que calcula os limites térmicos de projeto de um típico reator a água pressurizada (PWR), que é a temperatura central da pastilha combustível e a taxa de ebulição nucleada (DNBR). Outras distribuições de temperatura e grandezas hidrodinâmicas do líquido refrigerante, como a entalpia e a queda de pressão também são calculadas. O código possui peculiaridades, como o fato de permitir cálculos com combustíveis de UO2 puro e proporções do óxido misto de Urânio/Tório - MOX (U,Th). Estas, além da sua interface amigável com o usuário provam que o código pode ser utilizado em trabalhos de pesquisa , bem como em disciplinas de graduação e pós graduação voltadas ao estudo de termo-hidráulica de reatores nucleares em cursos de graduação e pós graduação de engenharia (nuclear e/ou da energia) espalhados pelos país, como no caso do curso de graduação de Engenharia de Energia da Universidade Federal do ABC, onde é uma disciplina optativa. Para a validação do código foram utilizados dados do reator AP-1000 da Westinghouse. O programa se apresentou com comportamento físico dentro do esperado para o modelo, gerando resultados confiáveis para eventuais projetos de reatores (validado com dados experimentais e outros programas), bem como propicia a alunos uma experiência diferenciada dentro da aprendizagem dos conceitos empregados na área, uma vez que o programa permite uma análise mais profunda de determinados conceitos na área de termo-hidráulica que dentro da aula expositiva e com exercícios convencionais não poderiam ser explorados.

    Palavras-Chave: calculation methods; education; enthalpy; nuclear fuels; pressure drop; pwr type reactors; s codes; thermal hydraulics

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  • IPEN-DOC 10857

    GOMES, P.T.V.; CRUZ, J.R.B.; MATTAR NETO, M. ; SCALDAFERRI, D.H.B.; MANSUR, T.R.. Strain Measurements during pressurized thermal shock experiment. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON STRUCTURAL MECHANICS IN REACTOR TECHNOLOGY, 18th, Aug. 7-12, 2005, Beijing, China. Proceedings... 2005.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; pressure vessels; strain gages; thermal shock

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  • IPEN-DOC 05873

    MIRANDA, C.A.J. ; MATTAR NETO, M. ; OLIVEIRA, C.A. ; CRUZ, J.R.B.; ASSIS, G.M.V.; ALBUQUERQUE, L.B.. Stress analyses of the internals of a research PWR vessel. A general overview. In: 13th INTERNATIONAL CONFERENCE ON STRUCTURAL MECHANICS IN REACTOR TECHNOLOGY, August 13-18, 1995, Porto Alegre, RS. 1995. p. 67-72.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; pressure vessels; stress analysis; mechanical tests; nodal expansion method; reactor components; reactor safety; reactor technology; reactors; static loads; stresses; three-dimensional calculations

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  • IPEN-DOC 05874

    MIRANDA, C.A.J. ; MATTAR NETO, M. ; OLIVEIRA, C.A. ; CRUZ, J.R.B.; BEZERRA, L.M.; ALBUQUERQUE, L.B.; ASSIS, G.M.V.. Stress analysis of a research PWR pressure vessel. A general description. In: 13th INTERNATIONAL CONFERENCE ON STRUCTURAL MECHANICS IN REACTOR TECHNOLOGY, August 13-18, 1995, Porto Alegre, RS. 1995. p. 61-66.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; pressure vessels; stress analysis; axial symmetry; three-dimensional calculations; finite element method

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  • IPEN-DOC 06970

    MATTAR NETO, M. ; ALBUQUERQUE, L.B.. Stress categorization in nozzle to pressure vessel connection finite element models. In: DEARDORFF, A.F. (Ed.) THE 2000 ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING CONFERENCE, July 23-27, 2000, Seattle, WA, USA. Proceedings... New York, NY: American Society of Mechanical Engineers, 2000, 2000. p. 271-275.

    Palavras-Chave: pressure vessels; pwr type reactors; nozzles; design; finite element method; stress analysis; stresses

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  • IPEN-DOC 21188

    ALY, O.F. ; MATTAR NETO, M. . Stress corrosion cracking. In: ALIOFKHAZRAEI, MAHMOOD (Ed.). Developments in Corrosion Protection. InTech: Open Access, 2014. p. 65-80,

    Notas de conteúdo: Chapter 4

    Palavras-Chave: stress corrosion; corrosion fatigue; crack propagation; cracking; pwr type reactors; failures

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  • IPEN-DOC 06100

    MACEDO, L.V.S.; PERROTTA, J.A. . Structural analysis of PWR fuel assemblies. In: 13th INTERNATIONAL CONFERENCE ON STRUCTURAL MECHANICS IN REACTOR TECHNOLOGY, August 13-18, 1995, Porto Alegre, RS. 1995. p. 69-74.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; fuel assemblies; structural models; computer codes

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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

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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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