Navegação por assunto "pwr type reactors"

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  • IPEN-DOC 24002

    SANTOS, THIAGO A. dos; MAIORINO, JOSE R.; STEFANNI, GIOVANNI L. de . A thermal hydraulic analisys in PWR reactors with UO2 or (U-Th)O2 fuel rods employing a simplified 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: In order to project a nuclear reactor, the neutronic calculus must be validated, so that its thermal limits and safety parameters are respected. Considering this issue, this research aims to evaluate the APTh thermal limits. This PWR is a project develope composed of Uranium and Thorium oxide mixed (U,Th)O2. For this purpose, a simplified, although conservative, code was developed in a MATLAB environment named hydraulics Code-Mixed Oxide Thorium”. This code provides axial and radial temperature distribution, as well as DNBR distribution over the hottest channel of the reactor core. Moreover, it brings other hydraulic quantities, such as pressure drop over the fuel rod, considering any fuel proportion of (U,Th)O2.The software uses basic laws of conservation of mass, momentum and energy, it also calculates the thermal conduction equation, considering the thermal conductive coefficie finite elements method was used. Furthermore, the proportion of 36% of UO2 was used to evaluate the temperature over the fuel rod and DNBR minimum in three burn conditions: beginning, middl program has proven to be efficient in every condition and the results evidenced that the APTh an initial analysis, has its thermal limits within the recommended security parameters.

    Palavras-Chave: finite element method; fuel rods; heat transfer; m codes; mixed oxide fuels; nucleate boiling; pwr type reactors; s codes; thermal hydraulics; thorium oxides; thorium oxides; thorium oxides; uranium dioxide

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  • IPEN-DOC 26390

    CUNHA, CAIO J.C.M.R.; RODRÍGUEZ, DANIEL G.; LIRA, CARLOS A.B.O.; STEFANI, GIOVANNI L. ; LIMA, FERNANDO R.A.. Thermohydraulic analysis of a fuel element of the AP1000 reactor with the use of mixed oxides of U / Th using the computational fluid dynamic code (CFX). In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5901-5914.

    Abstract: The present work carried out a thermohydraulic analysis of a typical fuel assembly of the reactor AP1000 changing the type of fuel, of UO2 conventionally used for a mixture of oxides of (U,Th)O2 realizing some simplifications in the original design, with the objective to develop of an initial methodology capable of predicting the thermohydraulic behavior of the reactor within the limits established by the manufacturer. An expression for the power density was determined using a coupled neutronic thermohydraulic calculation; once the final expression for power density was determined, the axial and radial temperature profiles in the assembly, as well as the pressure drop and the distribution of the coolant density, were evaluated. Due to the increase in research done on thorium, such as the work of [1], [2], [3], [4] and [5], as well as the mass diffusion of the AP1000, as is the case with [6] and [7]. The present study developed a simplified model, where burnable poisons and spacer grids were not considered, however, it is a consistent model, but with the insertion of these, a more accurate representation of the reactor is expected, providing operational transient analyzes. This tends to strengthen the lines of research that have been carrying out work on the AP1000, as well as in the general sphere of nuclear power plants.

    Palavras-Chave: boundary conditions; burnable poisons; c codes; calculation methods; fuel assemblies; fuel substitution; mixtures; monte carlo method; power density; pwr type reactors; temperature distribution; thermal hydraulics; thorium; transients; uranium dioxide

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  • IPEN-DOC 07194

    LOBO, R.M. ; PAES de ANDRADE, A.H. . Transformacoes microestruturais no zircaloy-4. In: CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 8.; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, 12., 15-20 out, 2000, Rio de Janeiro, RJ. Anais... Rio de Janeiro: ABEN, 2000, 2000.

    Palavras-Chave: zircaloy 4; microstructure; crystal-phase transformations; precipitation; rolling; cold working; thermomechanical treatments; microhardness; fuel cans; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 04881

    MIERZWA, JOSE C.; RIELLA, HUMBERTO G. . Tratamento do efluente da lavanderia quente da INAP, atraves dos processos de precipitação quimica e osmose reversa. In: CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 6., 27 de outubro - 1 de novembro, 1996, Rio de Janeiro, RJ. Anais... 1996.

    Palavras-Chave: calcium oxides; decontamination; electric conductivity; inertial separators; osmosis; precipitation; pwr type reactors; radioactive waste management; water quality

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  • IPEN-DOC 28292

    ANDRADE, MARIANA N. ; OLIVEIRA, GLAUCIA C. ; CONTRIM, MARYCEL E.B. ; SENEDA, JOSE A. ; BUSTILLOS, OSCAR V. . Use of the ion exchange technique for purification of lithium carbonate for nuclear industry. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, November 29 - December 2, 2021, Online. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2021.

    Palavras-Chave: enrichment; ion exchange; lithium; lithium carbonates; lithium compounds; nuclear industry; primary coolant circuits; purification; pwr type reactors; reactors; refrigeration

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  • IPEN-DOC 00723

    CORREA, FRANCISCO . Utilizacao de torio em reatores tipo PWR. 1976. Dissertacao (Mestrado) - Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP, Sao Paulo. 110 p. Orientador: Willen Jan Oosterkamp.

    Palavras-Chave: actinides; thorium; uranium; burnup; fuels; fuel cycle; water cooled reactors; pwr type reactors

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  • IPEN-PUB-191

    SILVA, A.T. ; MARRA NETO, A. . Utilizacao do codigo FRAPCON-1 na especificacao de parametros de projeto de pastilhas UOsub(2) de PWRs. 1988. 14 p.

    Palavras-Chave: f codes; fuel pellets; pwr type reactors; uranium dioxide; multi-parameter analysis

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  • IPEN-DOC 01697

    SILVA, A.T. ; MARRA NETO, A. . Utilizacao do codigo FRAPCON-1 na especificacao de parametros de projeto de pastilhas UOsub(2) de PWRs. In: 2o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 24-29 de abril, 1988, Rio de Janeiro, RJ. 1988. p. 297-306.

    Palavras-Chave: fuel pellets; pwr type reactors; uranium dioxide; computer calculations; c codes

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  • IPEN-DOC 10729

    CARLUCCIO, T.; MAIORINO, J.R. . A utilizacao do pacote scale para processar seccoes de choque dependente do tempo e realizar a analise de deplecao. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, ago. 28 - set. 2, 2005, Santos, SP. Anais... Sao Paulo: ABEN, 2005, 2005.

    Palavras-Chave: burnup; computer codes; cross sections; fuel cycle; multiplication factors; nuclear fuels; plutonium; pwr type reactors; thorium cycle; time dependence; uranium

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  • IPEN-DOC 05146

    SABUNDJIAN, G. . Utilizacao do programa RELAP4 no circuito experimental de agua do IPEN. In: 4o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES, 3-5 de novembro, 1983, Itaipava, RJ. 1983.

    Palavras-Chave: circulating systems; water; pwr type reactors; reactor accidents; simulation; r codes; transients; comparative evaluations; thermal hydraulics; reactor safety

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  • IPEN-PUB-348

    SABUNDJIAN, G. . Utilizacao do programa RELAP4 no circuito experimental de agua do IPEN. 1991. 22 p.

    Palavras-Chave: hydraulics; thermodynamics; reactor accidents; r codes; transients; simulation; pwr type reactors

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  • IPEN-PUB-73

    FANARO, L.C.C.B. . Validacao do codigo XSDRN para calculos neutronicos em reatores PWR, com combustivel ceramico, com enriquecimento da ordem de 4 porcento. 1985. 12 p.

    Palavras-Chave: computer codes; cross sections; pwr type reactors; uranium dioxide

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  • IPEN-DOC 17831

    BONTURIM, EVERTON. Vazamento na Central Nuclear de Penly. Revista Eletrônica Estratégia Brasileira de Defesa - A Política e as Forças Armadas em Debate, n. 16, p. on-line, 2012.

    Palavras-Chave: penly-2 reactor; electricite de france; nuclear power plants; pwr type reactors; fire hazards; radiation accidents; accident management; radiation protection; reactor safety; risk assessment

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  • IPEN-DOC 02723

    ALBUQUERQUE, L.B.; ASSIS, G.M.V.; MIRANDA, C.A.J. ; CRUZ, J.R.B.; MATTAR NETO, M. . Verificacao de tensoes em um vaso de pressao nuclear com carregamentos nao axissimetricos. In: 7o. SEMINARIO DE ELEMENTOS FINITOS, 27-29 de setembro, 1995, Sao Paulo, SP. 1995.

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

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  • IPEN-DOC 05006

    KOSAKA, N. ; MOREIRA, J.M.L. . Verificacao do programa FX2-TH para analise de acidente de insercao de reatividade em reatores tipo PWR. 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. 522-527.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; reactor accidents; reactivity insertions; benchmarks; f codes; reactor kinetics; neutron flux; control elements

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  • IPEN-DOC 03747

    PERROTTA, J.A. . A view of the PWR fuel performance in Brazil. In: 9th PLENARY MEETING OF THE INTERNATIONAL WORKING GROUP ON WATER REACTOR FUEL PERFORMANCE AND TECHNOLOGY, October 2-4, 1989, Vienna, Austria. 1989.

    Palavras-Chave: nuclear fuels; pwr type reactors; performance

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  • IPEN-DOC 25245

    FIORI, MARCIO A.; RIELLA, HUMBERTO G. ; KNOB, PAULO J.. Modal nuclear e a matriz energética global: contribuições e tendências do modal nuclear para a matriz energética global. Riga, Letônia: Novas Edições Acadêmicas, 2018. 209 p.

    Palavras-Chave: nuclear energy; reactors; pwr type reactors; bwr type reactors; nuclear reactions; fission; neutrons

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  • IPEN-DOC 20138

    DURAZZO, MICHELANGELO ; RIELLA, HUMBERTO G.. Sintering behavior of the UO2-Gd2O3 nuclear fuel. Deuschland/Germany: Lambert Academic Publishing, 2014. 179 p.

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

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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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