Navegação por assunto "primary coolant circuits"

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  • IPEN-DOC 01699

    SOUZA, A.L. ; FAYA, A.J.G. . Modelo simplificado do circuito primario de um PWR. In: 2o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 24-29 de abril, 1988, Rio de Janeiro. 1988. p. 415-424.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; r codes; primary coolant circuits; heat transfer; pressurizers; transients; reactor cores

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  • IPEN-PUB-172

    SOUZA, A.L. ; FAYA, A.J.G. . Modelo simplificado do circuito primario de um PWR. 1988. 9 p.

    Palavras-Chave: homogenization methods; pressurizers; primary coolant circuits; pwr type reactors; r codes; reactor cores; simulation; thermal conduction; transients

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  • IPEN-DOC 15297

    ALY, OMAR F.; MATTAR NETO, MIGUEL ; SCHVARTZMAN, MONICA M.M.A.M.. Preliminary study for extension and improvement on modeling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of pressurized water reactors. 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: chemical composition; control rod drives; crack propagation; cracking; experimental data; inconel 600; nozzles; primary coolant circuits; pwr type reactors; reactor control systems; stress corrosion

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  • IPEN-DOC 08340

    OLIVEIRA, JOSE R. de . Programa computacional para estudo da estrategia de controle de um reator nuclear do tipo PWR. 2002. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 135 e 1 CD p. Orientador: Adalberto Jose Soares.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; reactor control systems; primary coolant circuits; computer codes; computerized simulation

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  • IPEN-DOC 03560

    CEGALLA, M.A. . Programa de controle de qualidade da agua em circuitos experimentais. In: 6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 27 de outubro - 1 de novembro, 1996, Rio de Janeiro, RJ. 1996.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; water chemistry; quality control; primary coolant circuits; secondary coolant circuits; corrosion products

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  • IPEN-DOC 21008

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. ; OLIVEIRA, CARLOS A. de ; MATTAR NETO, MIGUEL . Refurbishment of the IEA-R1 primary coolant system piping supports. 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: iear-1 reactor; brazilian cnen; primary coolant circuits; pipes

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  • IPEN-DOC 26380

    BORGES, EDUARDO M. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; GUIMARÃES, LAMARTINE N.F.. RELAP5 code simulation of the small break loss of coolant accident of 80 cm² in the cold leg of Angra2 primary loop. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5469-5478.

    Abstract: The aim of this paper was to simulate and evaluate the basic design accident of 80 cm² small break loss of coolant accident (SBLOCA) in the cold leg of the primary loop of the Angra2 nuclear power plant. In this simulation, it was verified that the actuation logics of the Angra2 Reactor Protection System (RPS) and the Emergency Core Cooling System (ECCS) used in this simulation worked correctly, maintaining core integrity with acceptable temperatures throughout the event. The results obtained were satisfactory when compared with those presented by the Angra2 Final Safety Analysis Report (FSAR/A2).

    Palavras-Chave: actuators; angra-2 reactor; boundary conditions; primary coolant circuits; r codes; reactor accident simulation; reactor cooling systems; reactor cores; reactor protection systems; safety analysis; sbloca; steady-state conditions; void fraction

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  • IPEN-DOC 10416

    BENEVENUTI, E.L. ; TING, D.K.S. . Safety of research reactor: The IEA-R1 rotating equipment continuous vibration monitoring system. In: GESTION DE ENVEJECIMIENTO DE REACTORES DE INVESTIGACION, 25-29 nov, 2002, Lima, Peru. Proceedings... 2002.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; monitoring; mechanical vibrations; pumps; primary coolant circuits; reactor cooling systems

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  • 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

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  • 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

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  • 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

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  • IPEN-DOC 25067

    BORGES, EDUARDO M. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; CONTI, THADEU das N. ; BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; GUIMARAES, LAMARTINE N.F.. Simulação de um SBLOCA em Angra 2 com o RELAP5 / RELAP5 simulation of the SBLOCA in Angra 2. Ciência, Tecnologia & Ambiente, v. 7, n. 1, 2018. DOI: 10.4322/2359-6643.07102

    Abstract: O objetivo deste trabalho foi simular e avaliar o acidente básico de projeto de perda de refrigerante por pequena ruptura de 50 cm2 na perna fria do circuito primário da usina nuclear Angra 2. Nesta simulação, verificou-se que as lógicas de atuação do Sistema de Proteção do Reator (SPR) e do Sistema de Resfriamento de Emergência do Núcleo (SREN) de Angra 2 utilizadas nesta simulação funcionaram corretamente, mantendo a integridade do núcleo com temperaturas aceitáveis durante todo o evento. Os resultados obtidos foram satisfatórios quando comparados com os apresentados pelo Relatório Final de Análise de Segurança de Angra 2 (FSAR/A2).

    Palavras-Chave: reactors; loss of coolant; primary coolant circuits; safety analysis; eccs; angra-2 reactor; safety

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  • IPEN-DOC 25175

    ALMEIDA, JOEDSON T. de ; MATTAR NETO, MIGUEL . Simulações numéricas para avaliação estrutural de componentes mecânicos. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 24.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 15.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 8, 13-14 de dezembro, 2018, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2018. p. 144-145.

    Palavras-Chave: pressurizers; primary coolant circuits; pipelines; mechanical properties; simulation

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  • IPEN-DOC 26381

    BORGES, EDUARDO M. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Small break loss of coolant accident of 200 cm² in cold leg of primary loop of ANGRA 2 nuclear power reactor evaluation. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5479-5490.

    Abstract: The aim of this paper is evaluated the consequences to ANGRA 2 nuclear power reactor and to identify the flow regimes, the heat transfer modes, and the correlations used by RELAP5/MOD3.2.gama code in ANGRA 2 during the Small-Break Loss-of-Coolant Accident (SBLOCA) with a 200cm2 of rupture area in the cold leg of primary loop. The Chapter 15 of the Final Safety Analysis Report of ANGRA 2 (FSAR-A2) reports this specific kind of accident. The results from this work demonstrated the several flow regimes and heat transfer modes that can be present in the core of ANGRA 2 during the postulated accident. The results obtained for ANGRA 2 nuclear reactor core during the postulated accident were satisfactory when compared with the FSAR-A2. Additionally, the results showed the correct actuation of the ECCS guaranteeing the integrity of the reactor core.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; cladding; eccs; heat transfer; primary coolant circuits; reactor accident simulation; reactor cores; sbloca; steady-state conditions; two-phase flow; void fraction

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  • IPEN-DOC 17122

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. ; OLIVEIRA, CARLOS A. de ; MARTINS, LUCAS B.; MARCOLIN, GABRIEL; MATTAR NETO, MIGUEL . Structural analysis of the as-builted IEA-R1 primary coolant piping system using a complete three-dimensional model. 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: iear-1 reactor; stress analysis; primary coolant circuits; three-dimensional calculations

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  • IPEN-DOC 24028

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. ; OLIVEIRA, CARLOS A. de ; MATTAR NETO, MIGUEL . Structural evaluation of IEA-R1 primary system pump nozzles. 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 IEA-R1 pumps of the primary coolant system may be required to withstand design and operational conditions. IEA-R1 nuclear research reactor is an open pool type reactor operated by IPEN since 1957. The reactor can be operated up to 5MW heating power since it was upgraded in a modernization program conducted by IPEN. The primary coolant system is composed by the piping system, decay tank, two heat pumps and two heat exchangers. In the latest arrangement upgrade of the primary system, conducted in 2014 as part of an aging management program, a partial replacement of the coolant piping and total replacement of piping and pump supports were done. As consequence, reviewed loads in the pump nozzles were obtained demanding a new evaluation of them. The aim of this report is to present the structural evaluation of the pump nozzles, considering the new loads coming from the new piping layout, according to: API 610 code verification, Supplier loads and structural analysis applying finite element method, by using the ANSYS computer program, regarding ASME VIII Div 1 & 2 recommendations.

    Palavras-Chave: finite element method; loading; mechanical properties; nozzles; physical properties; primary coolant circuits; pumps; stress analysis

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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 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

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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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