Navegação por Autores IPEN "UMBEHAUN, PEDRO E."

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  • IPEN-DOC 19812

    SABUNDJIAN, GAIANE ; ANDRADE, DELVONEI A. ; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; ROCHA, MARCELO da S.; CONTI, THADEU N. ; TORRES, WALMIR M. ; MACEDO, LUIZ A. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; MESQUITA, ROBERTO N. ; MASOTTI, PAULO H.F. ; LIMA, ANA C. de S. . The behavior of ANGRA 2 nuclear power plant core for a small break LOCA simulated with RELAP5 code. In: IN:BRAZILIAN WORSHOP ON NUCLEAR PHYSICS, 35th, September 2-6, 2012, São Sebastião, SP. Proceedings... Maryland, USA: American Institute of Physics, 2013, 2013. p. 151-154.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; nuclear power plants; reactor cores; loss of coolant; pressure release; simulation; r codes

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  • IPEN-DOC 18201

    SABUNDJIAN, GAIANE ; ANDRADE, DELVONEI A. ; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; ROCHA, MARCELO da S.; CONTI, THADEU das N. ; TORRES, WALMIR M. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; MESQUITA, ROBERTO N. ; MASOTTI, PAULO H.F. . The behaviour of ANGRA 2 nuclear power plant core for a small break LOCA simulated with RELAP5 code. In: REUNIAO DE TRABALHO SOBRE FISICA NUCLEAR NO BRASIL, 35., 2-6 de setembro, 2012, Maresias, SP. Anais... 2012.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; reactor cores; loss of coolant; computerized simulation; r codes

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  • IPEN-DOC 24804

    UMBEHAUN, PEDRO E. ; TORRES, WALMIR M. ; SOUZA, JOSE A.B. ; YAMAGUCHI, MITSUO ; SILVA, ANTONIO T. e ; MESQUITA, ROBERTO N. de ; SCURO, NIKOLAS L. ; ANDRADE, DELVONEI A. de . Thermal hydraulic analysis improvement for the IEA-R1 research reactor and fuel assembly design modification. World Journal of Nuclear Science and Technology, v. 8, n. 2, p. 54-69, 2018. DOI: 10.4236/wjnst.2018.82006

    Abstract: This paper presents the sequence of activities to improve the thermal hydraulic analysis of the IEA-R1 research reactor to operate in safe conditions after power upgrade from 2 to 5 MW and core size reduction from 30 to 24 fuel assemblies. A realistic analysis needs the knowledge of the actual operation conditions (heat flow, flow rates) beyond the geometric data and the uncertainties associated with manufacturing and measures. A dummy fuel assembly was designed and constructed to measure the actual flow rate through the core fuel assemblies and its pressure drop. First results showed that the flow distribution over the core is nearly uniform. Nevertheless, the values are below than the calculated ones and the core bypass flow rate is greater than those estimated previously. Based on this, several activities were performed to identify and reduce the bypass flow, such as reduction of the flow rate through the sample irradiators, closing some unnecessary secondary holes on the matrix plate, improvement in the primary flow rate system and better fit of the core components on the matrix plate. A sub-aquatic visual system was used as an important tool to detect some bypass flow path. After these modifications, the fuel assemblies flow rate increased about 13%. Additional tests using the dummy fuel assembly were carried out to measure the internal flow distribution among the rectangular channels. The results showed that the flow rate through the outer channels is 10% - 15% lower than the internal ones. The flow rate in the channel formed between two adjacent fuel assemblies is an estimated parameter and it is difficult to measure because this is an open channel. A new thermal hydraulic analysis of the outermost plates of the fuel assemblies takes into account all this information. Then, a fuel design modification was proposed with the reduction of 50% in the uranium quantity in the outermost fuel plates. In order to avoid the oxidation of the outermost plates by high temperature, low flow rate, a reduction of 50% in the uranium density in the same ones was shown to be adequate to solve the problem.

    Palavras-Chave: thermal hydraulics; reactors; research reactors; uranium; fuel assemblies; iear-1 reactor; flow rate; loss of coolant; materials testing reactors; eccs

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  • IPEN-DOC 15277

    TORRES, WALMIR M. ; MACEDO, LUIZ A. ; MESQUITA, ROBERTO N. ; MASOTTI, PAULO H.F. ; LIBARDI, ROSANI M.P. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; ANDRADE, DELVONEI A. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; CONTI, THADEU N. ; FILHO, MAURO F.S.; MELO, GABRIEL R.. Thermal hydraulic phenomenology for the heating process in a natural circulation facility. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 9th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 16th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 1st, September 27 - October 2, 2009, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2009, 2009.

    Palavras-Chave: experimental data; flow rate; heat flux; natural convection; pressure measurement; temperature dependence; thermal hydraulics; transducers; two-phase flow; void fraction

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  • IPEN-DOC 16127

    TORRES, WALMIR M. ; MACEDO, LUIZ A. ; MESQUITA, ROBERTO N. ; MASOTTI, PAULO H.F. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; ANDRADE, DELVONEI A. ; UMBEHAUN, PEDRO E. . Thermal hydraulic phenomenology in a natural circulation circuit. In: ENCONTRO BRASILEIRO SOBRE EBULICAO, CONDENSACAO E ESCOAMENTOS MULTIFASICOS, 2., 3-4 de maio, 2010, Sao Carlos, SP. Anais... 2010.

    Palavras-Chave: natural convection; thermal hydraulics; heating; boiling; two-phase flow

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  • IPEN-DOC 16846

    ANDRADE, DELVONEI A. ; ANGELO, GABRIEL; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; ANGELO, EDVALDO; UMBEHAUN, PEDRO E. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; TORRES, WALMIR M. ; MACEDO, LUIZ A. . Thermal hydraulics special theme for CFD codes thermal stratification experiments. 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: reactor vessels; steam generators; thermal hydraulics; c codes; numerical solution

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  • IPEN-DOC 27183

    MAPRELIAN, EDUARDO ; TORRES, WALMIR M. ; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; BERRETTA, JOSE R. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Total and partial loss of coolant experiments in an instrumented fuel assembly of IEA-R1 research reactor. Nuclear Engineering and Design, v. 363, p. 1-11, 2020. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2020.110610

    Abstract: The safety of nuclear facilities has been a growing global concern, mainly after the Fukushima nuclear accident. Studies on nuclear research reactor accidents such as the Loss of Coolant Accident (LOCA), many times considered a design basis accident, are important for ensure the integrity of the plant. A LOCA may lead to the partial or complete uncovering of the fuel assemblies and it is necessary to assure the decay heat removal as a safety condition. This work aimed to perform, in a safe way, partial and complete uncovering experiments for an Instrumented Fuel Assembly (IFA), in order to measure and compare the actual fuel temperatures behavior for LOCA in similar conditions to research reactors. A test section for experimental simulation of Loss of Coolant Accident named STAR was designed and built. The IFA was irradiated in the IEA-R1 core and positioned in the STAR, which was totally immersed in the reactor pool. Thermocouples were installed in the IFA to measure the clad and fluid temperatures in several axial and radial positions. Experiments were carried out for five levels of uncovering of IFA, being one complete uncovering and four partial uncovering, in two different conditions of decay heat. It was observed that the cases of complete uncovering of the IFA were the most critical ones, that is, those cases presented higher clad temperatures when compared with partial uncovering cases, for the specific conditions of heat decay intensity and dissipation analyzed. The maximum temperatures reached in all experiments were quite below the fuel blister temperature, which is around 500 °C. The STAR has proven to be a safe and reliable experimental apparatus for conducting loss of coolant experiments.

    Palavras-Chave: computer codes; computerized simulation; data covariances; fuel assemblies; loss of coolant; natural convection; r codes; radiosensitivity effects; reactor accident simulation; research reactors; sensitivity analysis

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  • IPEN-DOC 17021

    RIOS, ILKA A.; ANDRADE, DELVONEI A. ; DOMINGOS, DOUGLAS B.; UMBEHAUN, PEDRO E. . Uranium density reduction on fuel element side plates assessment. 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: c codes; corrosion products; h codes; iear-1 reactor; neutronic damage functions; partial oxidation processes; reactor cooling systems; reduction; thermal hydraulics

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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.

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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