Navegação por Autores IPEN "SABUNDJIAN, G."

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  • IPEN-DOC 10905

    SABUNDJIAN, G. ; ANDRADE, D.A. ; BAPTISTA FILHO, B.D. ; PALMIERI, E.T.. Preliminary transient analysis for the IRIS reactor pressurizer with RELAP5/Mod3.3 code. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON INTEGRATED MODELING & ANALYSIS IN APPLIED CONTROL & AUTOMATION, 2004, Genova, Italia. Proceedings... 2004.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; reactors; pressurizers; thermal hydraulics; reactor safety

  • IPEN-DOC 05256

    CONTI, T.N. ; SABUNDJIAN, G. ; ARAUJO FILHO, F.; CABRAL, E.L.L. . Remolhamento de uma secao de testes tubular por injecao inferior de refrigerante. Resultados do grupo do IPEN-CNEN/SP. In: 9o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMO-HIDRAULICA, 25-29 de outubro, 1993, Caxambu, MG. 1993. p. 31-33.

    Palavras-Chave: refrigerants; rewetting

  • IPEN-DOC 04145

    SABUNDJIAN, G. ; CONTI, T.N. ; FREITAS, R.L. ; MARCELINO, S. ; MIRANDA, C.A.J. ; NORONHA, R.F.. Resposta dinamica do vaso de pressao de Angra I sujeito a um acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura. In: 8o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, 17-20 de setembro, 1991, Atibaia, SP. 1991. p. 75-78.

    Palavras-Chave: angra-1 reactor; pressure vessels; loss of coolant

  • IPEN-DOC 10651

    ANDRADE, D.A. ; SABUNDJIAN, G. ; UMBEHAUN, P.E. ; TORRES, W.M. . Simulacao de acidentes tipo LOCA em Angra 2 com o codigo RELAP5/MOD3.2. 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: angra-2 reactor; computerized simulation; eccs; experimental data; loss of coolant; primary coolant circuits; r codes; reactor cores; temperature dependence; thermal hydraulics; time dependence; transients

  • IPEN-DOC 08441

    BORGES, R.C.; MADEIRA, A.A.; PEREIRA, L.C.M.; PALMIERI, E.T.; AZEVEDO, C.V.G.; LAPA, N.S.; SABUNDJIAN, G. ; ANDRADE, D.A. . Simulacao de Angra 2 com o codigo RELAP5/MOD3.2.2 gamma version. In: CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 8.; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, 12., 15-20 out, 2000, Rio de Janeiro, RJ. Sessao Tecnica Especial... 2000. p. 33.

    Observação: arquivo não disponível no Repositório

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; computer codes; computerized simulation; reactor cooling systems; steady-state conditions; reactor safety

  • IPEN-DOC 10903

    ANDRADE, D.A. ; SABUNDJIAN, G. . Simulacao de um acidente de perda de refrigerante por grande ruptura na perna quente de usina Angra-2 com o codigo RELAP5/MOD3.2.2G. In: BRAZILIAN CONGRESS OF THERMAL SCIENCES AND ENGINEERING, 10th, Nov. 29 - Dec. 03, 2004, Rio de Janeiro, RJ. Anais... 2004.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; loss of coolant; reactor accidents; simulation; ruptures; thermal hydraulics; r codes

  • IPEN-DOC 09886

    ANDRADE, D.A. ; SABUNDJIAN, G. . Simulacao de um acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura para Angra 2 com o codigo RELAP3/Mod3.2.2g. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON RESEARCH REACTORS UTILIZATION, SAFETY, DECOMMISSIONING, FUEL AND WASTE MANAGEMEN, 2003, Santiago, Chile. 2003.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; loss of coolant; accidents; ruptures; simulation; r codes; eccs

  • IPEN-DOC 08669

    SABUNDJIAN, G. ; ANDRADE, D.A. . Simulacao de um acidente postulado de perda de refrigerante primario por pequena ruptura na Usina Angra-2 com o codigo RELAP 5/MOD3.2.2g. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; NATIONAL MEETING OF REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 13th; NATIONAL MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 6th, Aug. 11-16, 2002, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Rio de Janeiro , RJ: ABEN 2002, 2002.

    Palavras-Chave: reactor accidents; loss of coolant; eccs; computerized simulation; r codes; risk assessment; reactor cores; safety analysis; primary coolant circuits; angra-2 reactor; reactor safety; transients

  • IPEN-DOC 09327

    SABUNDJIAN, G. ; ANDRADE, D.A. . Simulacao de um acidente postulado de perda de refrigerante primario por pequena ruptura na Usina Angra-2 com o codigo RELAP 5/MOD3.2.2g. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 4, n. 2, p. 258-264, 2002.

    Palavras-Chave: reactor accidents; loss of coolant; eccs; computerized simulation; r codes; angra-2 reactor; reactor safety

  • IPEN-DOC 10054

    MACEDO, L.A. ; BAPTISTA FILHO, B.D. ; SABUNDJIAN, G. . Simulacao de um transitorio com escoamento monofasico em circulacao natural usando os programas 'Engineering Equation Solver' (EES) e RELAP5/MOD3.2. In: BRAZILIAN CONGRESS OF THERMAL SCIENCES AND ENGINEERING, 10th, Nov. 29 - Dec. 3, 2004, Rio de Janeiro. Proceedings... 2004.

    Palavras-Chave: natural convection; reactors; e codes; flow rate; hydraulics; mathematical models; reactor safety; eccs

  • IPEN-DOC 07046

    ANDRADE, D.A. ; SABUNDJIAN, G. ; MADEIRA, A.A.; PEREIRA, L.C.M.; BORGES, R.C.; AZEVEDO, C.V.G.; PALMIERI, E.T.; LAPA, N.S.. Simulacao do acidente postulado de parada das bombas do circuito primario de Angra 2 com o codigo RELAP5/MOD3.2. In: REGIONAL CONGRESS ON RADIATION PROTECTION AND SAFETY, 5th, REGIONAL IRPA CONGRESS, Apr. 29 - May 4, 2001, Recife, PE. Proceedings... Recife: SBPR, 2001, 2001.

    Palavras-Chave: reactor accidents; computerized simulation; r codes; reactor cooling systems; angra-2 reactor; primary coolant circuits; pumps; safety analysis; thermal hydraulics; transients

  • IPEN-DOC 10640

    ANDRADE, D.A. ; SABUNDJIAN, G. ; UMBEHAUN, P.E. ; TORRES, W.M. ; BELCHIOR JUNIOR, A. ; ROCHA, R.T.V.; FERNANDES, T.D.J.; CARVALHO, A.D.. Simulacao e analise do fenomeno de circulacao natural monofasica e bifasica no circuito experimental instalado na engenharia quimica POLI-USP, com o codigo RELAP5. 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: reactors; natural convection; simulation; r codes

  • IPEN-DOC 09298

    BORGES, R.C.; MADEIRA, A.A.; PEREIRA, L.C.M.; PALMIERI, E.T.; AZEVEDO, C.V.G.; LAPA, N.S.; SABUNDJIAN, G. ; ANDRADE, D.A. . Simulação de Angra 2 com o código RELAP5/MOD3.2.2G gamma version. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; NATIONAL MEETING OF REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 13th, Aug. 11-16, 2002, Rio de Janeiro, RJ. 2002. p. 74.

    Observação: arquivo não disponível no Repositório

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; r codes; thermal hydraulics; loss of coolant; computerized simulation; transients

  • 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

  • IPEN-DOC 04621

    CONTI, T.N. ; SABUNDJIAN, G. . Tema especial em fisica de reatores: TE/TH-2 resultaddos do grupo do (IPEN-CNEN/SP). In: 8o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, 17-20 de setembro, 1991, Atibaia, SP. 1991. p. 35-44.

    Palavras-Chave: hydraulics; thermal conductivity

  • IPEN-DOC 07912

    BELCHIOR JUNIOR, A. ; SABUNDJIAN, G. ; BASTOS, J.L.F. ; ANDRADE, D.A. . Two-phase flow instabilities in a natural circulation rectangular loop. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON NUCLEAR ENGINEERING, 8th, Apr. 2-6, 2000, Baltimore, MD, USA. Proceedings... ASME, 2000, 2000.

    Palavras-Chave: natural convection; two-phase flow; parametric analysis; r codes; thermal hydraulics; reactor safety

  • IPEN-DOC 15394

    MESQUITA, R.N. ; LIBARDI, R.M.P. ; MASOTTI, P.H.F. ; SABUNDJIAN, G. ; ANDRADE, D.A. ; UMBEHAUN, P.E. ; TORRES, W.M. ; CONTI, T.N. ; MACEDO, L.A. . Two-phase flow patterns recognition and parameters estimation through natural circulation test loop image analysis. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON BOILING HEAT TRANSFER, May 3-7, 2009, Florianopolis, SC. Proceedings... 2009.

    Palavras-Chave: boiling detection; boiling; bubble growth; departure nucleate boiling; gas flow; heat transfer; identification systems; liquid flow; natural convection; nucleation; pattern recognition; thermal analysis; thermosyphons; turbulent flow; two-phase flow; visibility

  • IPEN-PUB-351

    SABUNDJIAN, G. ; FREITAS, R.L. . Utilizacao da versao RELAP/4 MOD/5/SAS num acidente de perda de refrigerante primario na usina nuclear Angra 1. 1991. 8 p.

    Palavras-Chave: angra-1 reactor; reactor accidents; loss of coolant; simulation; r codes

  • IPEN-DOC 02408

    SABUNDJIAN, G. ; FREITAS, R.L. . Utilizacao da versao RELAP4/MOD5/SAS num acidente de perda de refrigerante primario na usina nuclear Angra I. In: 1o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 17-20 de marco, 1986, Rio de Janeiro, RJ. 1986. p. 251-354.

    Palavras-Chave: angra-1 reactor; computer codes; loss of coolant; primary coolant circuits; r codes

  • IPEN-DOC 01774

    CONTI, T.N. ; SABUNDJIAN, G. . Utilizacao do codigo RELAP 4/MOD 3 e RELAP4/MOD5 para a simulacao de experiencia CANON. In: 7o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, 26-28 de abril, 1989, Recife, PE. 1989. p. 301-320.

    Palavras-Chave: computer codes; r codes; computerized simulation

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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.

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