Navegação por assunto "pwr type reactors"

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  • IPEN-DOC 26369

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. ; ALMEIDA, JOEDSON T. de ; FIGUEIREDO, CAROLINA D.R. ; CARVALHO, DANIEL S.M. ; MATTAR NETO, MIGUEL . Structural assessment of pressurizer V-102 of the circuit Orquídea. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5290-5305.

    Abstract: The Water Experimental Circuit (CEA) was built in IPEN in eighties and had the aim to perform thermal hydraulic experiments, simulating operational condition of Pressurized Water Reactors and Boiling Water Reactors. The CEA operated until 1984 and since then it was decommissioned. In order to do hydrodynamics tests in MTR fuel type elements of nuclear research reactor, in the years 2015, was conceived an experimental circuit named Orquidea, which shall operate with low pressure and temperature. This paper assess the mechanical and structural suitability of the Pressurizer V-102, that was used in the former Water Experimental Circuit (CEA) aiming reuse this vessel in new the circuit. The methodology applied to evaluate the vessel was based on ASME code, Section VIII, Division 1 & 2.

    Palavras-Chave: a codes; flanges; fuel elements; hydrodynamics; mechanical properties; nozzles; numerical solution; pressurizers; pwr type reactors; reactor vessels; stress analysis; thermal hydraulics

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  • IPEN-DOC 08564

    MIRANDA, C.A.J. ; MATTAR NETO, M. . Structural integrity assessment of steam generator tubes using a new EPRI statistical approach. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON NUCLEAR ENGINEERING, 10th, Apr. 14-18, 2002, Arlington, VA, USA. Proceedings... ASME, 2002, 2002.

    Palavras-Chave: steam generators; tubes; structural integrity; statistics; epri; defects; cracks; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 14638

    ALY, OMAR F.; MATTAR NETO, MIGUEL ; SCHVARTZMAN, MONICA M. de A.M.. Study for extension and improvement on modeling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of pressurized water reactors. In: CONGRESSO ANUAL DA ASSOCIACAO BRASILEIRA DE METALURGIA E MATERIAIS, 64., 13-17 de julho, 2009, Belo Horizonte, MG. Anais... 2009.

    Palavras-Chave: nickel alloys; pwr type reactors; stress corrosion; strain rate; testing

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  • IPEN-DOC 14129

    ALY, OMAR F.; MATTAR NETO, MIGUEL ; SCHVARTZMAN, MONICA M.A.M.. Study for improving and generalization of modeling of stress corrosion cracking at pressurized water reactors. In: REGIONAL WORKSHOP ON SSCS INTEGRITY, 23-26 June, 2009, Belo Horizonte, MG. Proceedings... 2009.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; inconel 600; corrosion; cracking; stresses

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  • IPEN-DOC 05384

    PEREZ TUMINI, L.L.; FLORIDO, P.C.; SBAFFONI, M.M.; ABBATE, M.J.; MAI, L.A. ; MAIORINO, J.R. . Study of a TANDEM fuel cycle between a Brazilian PWR (Angra I) and an Argentinian CANDU (Embalse). Annals of Nuclear Energy, v. 22, n. 1, p. 1-10, 1995. DOI: 10.1016/0306-4549(94)00027-C

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

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  • IPEN-DOC 24008

    MENDES, LUIZ F.F. ; CONTI, THADEU N. . Study of production of fuel pellets for a reactor. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Abstract: Nowadays the electrical energy was been used much on society. A method for getting electricity is through nuclear power plants, this power plant uses fission that occurs inside the UO2 pellets to generate thermal energy that will be transform into electric. The pellets production was made from enriched UF6 uses some techniques of reprocessing UF6 gas to UO2 powder. This reprocessing process done by wet route (Ammonium Diuranate ADU or Ammonium Uranium Carbonate AUC) or by dry route (Fluidized bed or GECO). With getting of UO2 powder is forwarded to metallurgy where this powder is compacted in cylindrical matrix so that powder take the desired shape, this green pellets are full of the empty spaces (porosity) for this it is sent to the sintering. The sintering consists of a joint of these particles of powders by means of the heating of this green pellets, coming arrive the melting temperature, the UO2 molecules melting each other so decrease the porosity and increase the density. For the production of fuel pellets the process all most used is wed route by means the AUC ,this process arrive created for replace the ADU because the AUC is a process where less rework for the pore geometry is required compared to DUA. The fluidized bed process is more used in small samples however, for a large amount it becomes unfeasible, moreover the dry route process require more robust materials because of the generation of HF that is highly corrosive and cannot used the UNH (uranyl nitrate hexahydrate) used for recycle materials discarded in manufacturing.

    Palavras-Chave: adu; auc; fluidized beds; fuel elements; fuel pellets; powder metallurgy; powders; production; pwr type reactors; sintering; uranium dioxide

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  • IPEN-DOC 19651

    BEZERRA, JAIR de L.; LIRA, CARLOS A.B. de O.; BARROSO, ANTONIO C. de O. ; LIMA, FERNANDO R. de A.; SILVA, MARIO A.B. da. Study of the borom homogenizing employing an experimental low-pressure bench simulating the IRIS reactor pressurizer - Part I. Annals of Nuclear Energy, v. 53, p. 254-258, 2013.

    Palavras-Chave: boron; reactivity; computerized simulation; pwr type reactors; reactor safety; pressure control; digital systems; image processing

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  • IPEN-DOC 24018

    ESCANHOELA, CORDELIA M.F. ; LIMA, ANA C. de S. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Study of the economic viability of the innovative nuclear reactor SMART in Brazil. 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 main objective of this study is to evaluate the economic viability of the installation and operation of the innovative System - Integrated Modular Advanced Reactor (SMART) in Brazil. SMART, developed by the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI), is a small and modular Power Water Reactor (PWR), presents electric power of 100 MW and thermal power of 330 MW; it has a passive safety system and integral refrigeration configuration, characteristics that, allied with modularization, simplification and technological improvements, give SMART greater reliability and economy when compared to conventional reactors. SMART presents, in addition to electricity production, the functions of seawater desalination and district heat generation. The research is based on projections of energy demand in the medium and long term with emphasis on electricity and search for the reduction of greenhouse gases. These previsions indicate the need for energy expansion and diversification of the current sources in Brazil, predominantly water sources. The methodology used is based on the cost of electric generation, production capacity and construction time of SMART, adopting the investment model similar to the Angra 3 plant and the use of mirrored costs between the plants. The feasibility of the project was evaluated through the financial criteria: Internal Rate of Return (IRR), Net Present Value (NPV) and Weighted Average Cost of Capital (WACC), whose revenue should be generated through a tariff passed on to the consumer.

    Palavras-Chave: comparative evaluations; cost; economic analysis; feasibility studies; financing; kaeri; performance; pwr type reactors; viability; angra-3 reactor

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  • IPEN-DOC 25118

    MUCSI, C.S. ; REIS, L.A.M. dos ; GOMES, M.P. ; PEREIRA, L.A.T. ; ROSSI, J.L. . Study on the viability of the recycling by electric arc melting of zirconium alloys scraps aiming the scalability of the process. Materials Science Forum, v. 930, p. 495-500, 2018. DOI: 10.4028/www.scientific.net/MSF.930.495

    Abstract: Turning chips of zirconium alloys are produced in large quantities during the machining of alloy rods for the fabrication of the end plugs for the Pressurized Water Reactor (PWR) fuel elements parts of Angra II nuclear reactor (Brazil – Rio de Janeiro). This paper presents a study on the search for an efficient way for the cleaning, quality control and Vacuum Arc Remelting (VAR) of pressed zirconium alloys chips to produce a material viable to be used in the production of the fuel rod end plugs. The process starts with cutting oil clean out. The first step in this process consists in soaking a bunch of chips in clean water, to remove soluble cutting oils, followed by an alkaline degreasing bath and a wash with a high-pressure flow of water. Drying is performed by a flux of warm air. The oil free chips are then subjected to a magnet in order to detect and collect any magnetic material, essentially ferrous, that may be present in the original chips. Samples of the material are collected and then melted in a small non consumable electrode vacuum arc furnace for evaluation by Energy Dispersive X-ray Fluorescence Spectrometry (EDXRFS) in order to define the quality of the chips. The next step consists in the 15 ton hydraulic pressing the chips in a die with 40 mm square section and 500 mm long, producing an electrode with 20% of the Zircaloy bulk density. The electrode was finally melted in a laboratory scale modified VAR furnace located at the CCTM–IPEN, producing 0.8 kg ingots. The authors conclude that the samples obtained from the fuel element industry can be melting in a VAR furnace, modified to accommodate low density electrodes, allowing a reduction up to 40 times the original storage volume, however, it is necessary to remelt the ingots to correct their composition in order to recycle the original zirconium alloys chips. in a process to reduce volume and allow the reutilization of valuable Zircaloy scraps.

    Palavras-Chave: zirconium alloys; recycling; melting; pwr type reactors; vacuum melting; fuel elements; fluorescence spectroscopy; x-ray sources; angra-2 reactor; electric arcs

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  • IPEN-DOC 22828

    FREIRE, LUCIANO O. ; ANDRADE, DELVONEI A. de . Technological perspectives for propulsion on nuclear attack submarines. World Journal of Nuclear Science and Technology, v. 6, p. 1-6, 2016. DOI: 10.4236/wjnst.2016.64028

    Abstract: This work aimed at proposing a new combination of technologies to improve military performances and reduce costs of nuclear attack submarines, without overlooking safety constraints. The last generation of nuclear attack submarines increased size to meet safety and operational requirements, imposing huge burden on costs side, reducing fleet size. The limitations of current Technologies employed were qualitatively discussed, explaining their limitations. There are new technologies (plate and shell heat exchangers) and architectural choices, like passive safety, and segregation of safety and normal systems, which may lead to reduction of costs and size of submarines. A qualitative analysis was provided on this combination of technologies, stressing their commercial nature and maturity, which reduced risks. The qualitative analysis showed the strong and weak points of this proposal, which adopted the concept of strength in numbers. Concluding, new Technologies enabled the existence of 3800 t nuclear attack submarines with powerful propulsion systems and good acoustic discretion.

    Palavras-Chave: propulsion; nuclear weapons; submarines; heat exchangers; pwr type reactors; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 00653

    BASSEL, WAGEEH S. . Tensoes termicas no vaso de pressao de um reator a agua pressurizada (PWR). 1980. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 131 p. Orientador: Jose Antonio Dias Dieguez.

    Palavras-Chave: pressure vessels; thermal stresses; water cooled reactors; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 01133

    BASSEL, W.S. ; DIAZ DIEGUEZ, J.A. . Tensoes termicas no vaso de pressao de um reator tipo PWR. In: 6. CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA MECANICA, 15-18 dez, 1981, Rio de Janeiro, RJ, Brasil. Anais... 1981.

    Palavras-Chave: cooling; eccs; mathematical models; pressure vessels; pwr type reactors; spatial distribution; thermal stresses

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  • IPEN-DOC 06826

    TING, D.K.S. ; MASOTTI, P.H.F. ; MESQUITA, R.N. . Teste de validade para um ensaio por Eddy Current em tubos de geradores de vapor usando logica 'fuzzy' paraconsistente. In: CONGRESSO DE LOGICA APLICADA A TECNOLOGIA, 1, 11-15 set, 2000, Sao Paulo, SP. 2000.

    Palavras-Chave: steam generators; inspection; reactor components; pwr type reactors; nuclear power plants; eddy current testing; signals; fuzzy logic

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  • IPEN-DOC 25594

    SHORTO, JULIAN M.B. ; OLIVEIRA, OTAVIO L. de ; FRANÇA, RENATO L. ; JEREZ, ROGERIO . Testes de partida do reator Angra 1 – Parada 1P24. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Dezembro, 2018. (IPEN-CEN-PSE-ETN-220-00-RELT-001-00). Restrito.

    Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

    Abstract: Este relatório tem por objetivo apresentar os resultados obtidos durante a realização dos TFPZ – Testes Físicos à Potência Zero da Parada 1P24. Os dados foram adquiridos com o sistema de aquisição de dados da Usina ANGRA I (SICA), assim como com o Reatímetro do IPEN.

    Palavras-Chave: angra-1 reactor; pwr type reactors; stopping power; neutrons; reactivity; criticality; boron; zero power reactors; reactor shutdown

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  • IPEN-DOC 27835

    STEFANI, GIOVANNI L. de ; MAIORINO, JOSE R.; MOREIRA, JOAO M. de L.. The AP-Th 1000: an advanced concept to use MOX of thorium in a closed fuel cycle. International Journal of Energy Research, v. 45, n. 8, SI, p. 11642-11655, 2021. DOI: 10.1002/er.5421

    Abstract: This work presents the feasibility studies to convert the UO2 core of the Westinghouse AP1000 reactor to a U/Th core aiming at U/Th fuel recycling. The focus of the work is to establish a first core which allows normal operation of the AP1000 reactor and investigate a possible route for generating the 233U for U/Th fuel recycling. The converted core named AP-Th1000 is divided in three homogenous zones with different UO2/ThO2 mass proportions. The reprocessing procedure envisioned is to separate fission products and Pu isotopes, retain Uranium, use this fuel material in subsequent fuel cycles and complement the required fissile material with U with enrichment below 20%. The goal was to gradually reduce the mass proportion of mined Uranium fuel and eventually attain a Th-233U core with similar operation characteristics of current AP1000 core. We perform a detailed three-dimensional full core analysis with the SERPENT code examining core reactivity, power density distribution, and also a preliminary closed cycle study for the first 4 cycles where the production of 233U are evaluated. The goal of converting the AP1000 reactor core to a U/ThO2 fuel cycle was partially accomplished. While the first cycle was thoroughly examined and met all requirements we were not able to find a route to migrate it to a prevalent Th cycle. Basically, two of the set of criteria adopted in the study proved to be too restrictive to attain this goal with homogenous assembly, namely U enrichment below 20% and not recycling Pu. The results indicate that removing these two criteria the conversion factor in the ensuing fuel cycles can be increased and possibly attain a Th cycle without compromising the economics of power generation. The design changes were the elimination of IFBA burnable absorbers and replacement of gray control bundles by black control bundles.

    Palavras-Chave: thorium; pwr type reactors; reactor cores; fuel cycle

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  • IPEN-DOC 28091

    STEFANI, GIOVANNI L. de ; MAIORINO, JOSE R. . The AP-Th 1000 an advanced concept to use MOX of thorium in a closed fuel cycle. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON EMERGING NUCLEAR ENERGY SYSTEMS, 19th, October 6-9, 2019, Bali, Indonesia. Proceedings... 2019.

    Abstract: This work presents a study for the firsts 4 cycles of recharge of the reactor AP-Th1000, a version of the reactor AP1000 using mixed uranium and thorium oxides as fuel, which the feasibility studies had been already demonstrated in previous study for a first cycle. The AP-Th 1000 study is a proposal to start the thorium fuel cycle using the most common reactor technology in the nuclear industry, the Pressurized Water Reactors (PWR). A preliminary closed cycle study is carried out for the first 4 cycles where the production of 233U are evaluated. In cycles 2, 3 and 4, new assemblies with a fuel of the remaining uranium from the previous cycle are used instead of assemblies removed from the core, thus being a mixture of different uranium’s (232U, 233U, 234U, 235U, 236U and 238U) , where the additional fissile material inserted into the fuel to ensure the 18-month operation of the reactor comes from uranium oxides enriched at 20 w / o.. The results demonstrate the viability of the proposal and again using closed fuel cycle.

    Palavras-Chave: thorium; pwr type reactors; reactor cores; fuel cycle

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  • IPEN-DOC 02871

    PEREZ TUMINI, L.L.; SBAFFONI, M.M.; ABBATE, M.J.; FLORIDO, P.C.; MAI, L.A. ; MAIORINO, J.R. . The equivalent plutonium concept and its application to synergetic fuel cycle calculations. In: 4th INTERNATIONAL CONFERENCE ON CANDU FUEL CYCLES, October, 1995, Canada, CA. 1995.

    Palavras-Chave: plutonium; algorithms; fuel cycle; pwr type reactors; candu type reactors; burnup; mixed oxide fuels

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  • IPEN-DOC 09548

    MAPRELIAN, E. ; BAPTISTA FILHO, B.D. . The mass velocity effect on the overtemperature protection limit in PWR reactors. In: TECHNICAL MEETING ON IMPLICATIONS OF POWER UPRATES ON SAFETY MARGINS OF NUCLEAR POWER PLANTS, Oct. 13-15, 2003, Vienna, Austria. 2003. p. 1-12.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; critical heat flux; departure nucleate boiling; experimental data; reactor safety

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  • IPEN-DOC 01144

    OOSTERKAMP, W.J. . The potential of the thorium cycle in PWRs. In: WINTER MEETING OF THE AMERICAN NUCLEAR SOCIETY, Nov. 14-19, 1976, Washington, D.C. 1976. p. 220.

    Palavras-Chave: economics; forecasting; fuel cycle; pwr type reactors; thorium

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  • IPEN-DOC 21150

    PINO, EDDY S. ; ABE, ALFREDO Y. ; GIOVEDI, CLAUDIA. The quest for safe and reliable fuel cladding materials. 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: safety; reliability; fuels; cladding; zirconium alloys; iron alloys; pwr type reactors

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

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.

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