Navegação por assunto "pwr type reactors"

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  • IPEN-DOC 24679

    SILVA, DAYANE F. . Análise do comportamento da contenção do reator Angra 2 durante um acidente de base de projeto / Analysis of the behavior of the Angra 2 reactor containment during a design basis accident . 2017. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 143 p. Orientador: Gaianê Sabundjian. DOI: 10.11606/D.85.2018.tde-08052018-112533

    Abstract: Este trabalho visa verificar a integridade da contenção do reator de Angra 2, com uma abordagem mais realista, da possibilidade de conter todos os radionuclídeos gerados durante Acidentes de Perda de Refrigerante Primário por Grande Ruptura (Large Break Loss of Coolant Accident - LBLOCA). Além disso, essas informações são utilizadas para o cálculo mais realista do Pico de Temperatura do Encamisamento (PTE) da vareta mais realista do núcleo deste reator durante esse acidente. Os resultados desse estudo possibilitarão verificar a integridade da Planta após a ocorrência de acidentes considerados base de projeto. Alguns dos programas utilizados para analisar a contenção de uma usina nuclear são o RELAP5 e o COCOSYS. Esses códigos computacionais são ferramentas de análise que preveem as condições termohidráulicas dentro de um prédio de contenção de um reator refrigerado à água leve. A contenção da planta tipo Pressurized Water Reactor (PWR) é um edifício de concreto revestido internamente por metal e tem limites de pressão que devem ser respeitados durante a ocorrência de um acidente. Os dados de entradas necessários para esta simulação são: adição de massa e energia geradas do estudo de um acidente do tipo LBLOCA com o código RELAP5 da planta em questão. Os resultados da análise do comportamento da contenção da planta nuclear Angra 2 durante os acidentes base de projetos estudados rupturas do tipo guilhotina do circuito primário nas pernas fria e quente foram satisfatórios quando comparados com os apresentados no Relatório de Análise de Segurança (RFAS/A2) da planta e as distribuições de pressão ficaram bem abaixo do valor de pressão de projeto da contenção (6,3bar).

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; pwr type reactors; reactor accidents; loss of core cooling; reactor design; design-basis accidents; computer codes; containment systems; lte; equilibrium; thermodynamics; engineered safety systems; safety analysis; safety reports

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  • IPEN-DOC 20163

    REIS, REGIS . Análise do comportamento sob irradiação do combustível nuclear a altas queimas com os programas computacionais FRAPCON e FRAPTRAN / Analysis of the behavior under irradiation of high burnup nuclear fuels with the computer programs FRAPCON and FRAPTRAN . 2014. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 86 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-22092014-131405

    Abstract: O objetivo deste trabalho é verificar a validade e a acurácia dos resultados fornecidos pelos programas computacionais FRAPCON-3.4a e FRAPTRAN-1.4, utilizados no processo de simulação do comportamento de varetas combustíveis de reatores a água leve pressurizada PWR (Pressurized Water Reactor), sob situações operacionais de regimes permanente e transiente, em condições de alta queima (high burnup). Para realizar a verificação, foi utilizada a base de dados FUMEX-III, que fornece dados relativos a experimentos realizados com diversos tipos de combustíveis nucleares, submetidos a diversas condições operacionais. Através dos resultados obtidos nas simulações computacionais com os programas FRAPCON-3.4a e FRAPTRAN-1.4 e da sua comparação com os dados experimentais da base FUMEX-III, foi possível constatar que os programas empregados possuem um boa capacidade de predizer o comportamento operacional de varetas combustíveis de PWR em regime permanente a altas queimas e sob condição de transiente inicializado por reatividade (Reactivity Initiated Accident RIA).

    Palavras-Chave: fuel elements; pellets; burnup; pwr type reactors; fuel rods; computerized simulation; f codes; irradiation procedures; accuracy; reactivity; reactor accidents; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 19103

    ANGELO, GABRIEL . Análise numérica da dinâmica do escoamento em circuitos de circulação natural / Numerical analysis of the fluid dynamics in a natural circulation loop . 2013. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 182 p. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. DOI: 10.11606/T.85.2013.tde-20092013-092635

    Abstract: Circuitos de convecção natural ou sistemas de circulação natural são empregados em diversas áreas da engenharia. Reatores nucleares refrigerados a água utilizam circuitos de circulação natural como método passivo de seguranca. Em situações críticas, sem qualquer controle externo, o sistema permanece em segurança por suas próprias características de funcionamento (intrinsecamente seguro). O trabalho proposto consiste em estudar numericamente o circuito de circulação natural de água, localizado no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares / Comissão Nacional de Energia Nuclear em São Paulo, por meio do uso de modelos matemáticos, objetivando determinar o padrão do escoamento em condições sem mudança de fase líquido-vapor. A comparação dos resultados de temperatura obtidos por cada um dos modelos de turbulência aos pontos instrumentados no circuito experimental, na condição transitória, revelou desvios significativos nas respostas do modelo de zero equação. Desvios intermediário foram observados nos modelos de transporte da viscosidade turbulenta (EVTE), k - ω, SST e SSG e resultados melhores foram vericados nos modelos k - ε e DES (com significativa superioridade do primeiro modelo).

    Palavras-Chave: brazilian cnen; natural convection; fluid flow; turbulent flow; heat transfer; hydrodynamics; mathematical models; reactor safety; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 29233

    SILVA, THIAGO P. da . Análise probabilística de segurança de eventos externos para um reator nuclear em fase de projeto no interior do Estado de São Paulo / External event probabilistic assessment for a nuclear reactor in design phase to be located in the interior of the State of São Paulo . 2022. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 167 p. Orientador: Miguel Mattar Neto. DOI: 10.11606/D.85.2022.tde-19102022-165409

    Abstract: Este trabalho apresenta uma metodologia para a implantação de uma análise probabilística de segurança (APS) de nível 1 para eventos externos. Além disso, tem como objetivo aplicar esta metodologia à análise de um reator nuclear em fase de projeto, localizado no interior do Estado de São Paulo. Dentre as motivações deste trabalho, é necessário destacar a busca por uma abordagem abrangente e estruturada para identificar perigos externos únicos e combinados e selecionar possíveis cenários acidentais decorrentes de eventos iniciadores gerados por estes perigos. O processo de revisão bibliográfica e normativa possibilitou a formulação de uma metodologia alinhada às principais referências elaboradas pela IAEA, U.S.NRC, EPRI, entre outras organizações internacionais. Consequentemente, a metodologia foi delineada de forma a ser desenvolvida por meio de etapas consecutivas, considerando sua aplicação gradativa no que diz respeito à APS de eventos externos ao longo da vida útil do reator. O estudo de caso permitiu demonstrar a aplicação da metodologia até a etapa de seleção de perigos externos únicos. Assim, a aplicação para um reator nuclear experimental em fase de projeto é apresentada, demonstrando que é possível reduzir, de forma justificada e rastreável, o número de perigos externos a serem considerados nas etapas posteriores da APS de eventos externos.

    Palavras-Chave: rmb reactor; pwr type reactors; nuclear power plant; probabilistic estimation; risk assessment; damage; nuclear cores; design; planning

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  • IPEN-DOC 26317

    PEREIRA, DEBORA A.; FERREIRA, DOUGLAS A.; FATTE, MARIO; SOUZA, NATALIA DE O.; GIOVEDI, CLAUDIA; COTRIM, MARYCEL E.B. ; PIRES, MARIA A. . Análise química de liga de grau nuclear aplicada como material de controle em reatores nucleares. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 3117-3129.

    Abstract: A liga de prata-indio-cádmio (Ag/In/Cd) é utilizada como material absorvedor em elementos de controle de reatores nucleares devido à alta seção de choque para absorção de nêutrons de seus componentes. Em Reatores Refrigerados a Água Pressurizada (PWR - Pressurized Water Reactor), a liga Ag/In/Cd é utilizada na forma de barra contendo 80% de prata, 15% de índio e 5% de cádmio em massa com tolerâncias, máxima e mínima, bastante rigorosas em sua composição. A liga na forma de barra é encapsulada em tubos metálicos, os quais compõem o conjunto do elemento de controle no reator nuclear. Para ser aplicada com este propósito, a barra de liga Ag/In/Cd deve apresentar uma composição homogênea ao longo de toda a sua extensão, a fim de assegurar seu comportamento adequado dentro do reator. O objetivo deste projeto é desenvolver e qualificar a metodologia de análise química aplicada à caracterização da liga Ag/In/Cd para ser usada em barras de controle em reatores do tipo PWR. A metodologia padronizada para determinar o teor de prata, índio e cádmio na liga de grau nuclear é a titulação potenciométrica para prata e a titulação de complexação para o índio e o cádmio. A precisão dos resultados obtidos depende da prévia calibração dos materiais volumétricos e equipamentos utilizados, bem como da calibração dos reagentes titulantes a serem utilizados na titulação. Além disso, a qualificação desse processo para fins nucleares requer a elaboração de todos os documentos relacionados a cada uma das etapas do processo, incluindo práticas operacionais e registros da qualidade. O desenvolvimento e a qualificação da metodologia representam passos fundamentais no sentido de tornar o Brasil autossuficiente na produção desse material aplicado à área nuclear.

    Palavras-Chave: accuracy; cadmium alloys; calibration; control elements; indium alloys; pwr type reactors; quality assurance; silver alloys; ternary alloy systems; titration

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  • IPEN-DOC 13800

    CONCEICAO JUNIOR, OSMAR . Aplicacao da tecnica de analise de modos de falha e efeitos ao sistema de resfriamento de emergencia de uma instalacao nuclear experimental / Application of the failure modes and effects analysis technique to the emergency cooling system of an experimental nuclear power plant . 2009. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 95 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. DOI: 10.11606/D.85.2009.tde-29062009-092542

    Palavras-Chave: failure mode analysis; risk assessment; eccs; pwr type reactors; reactor protection systems; reactor accidents

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  • IPEN-DOC 03766

    SARKIS, JORGE E. de S. . Aplicacao da tecnica de correlacao isotopica para determinacao da concentracao dos nuclideos AM-241 e AM234 em combustiveis nucleares irradiados. 1990. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 198 p. Orientador: Claudio Rodrigues.

    Palavras-Chave: nuclear fuels; americium 241; americium 243; radionuclide kinetics; ion exchange; isotope dilution; actinides; mass spectroscopy; fission products; spent fuels; pwr type reactors; concentration ratio; isotope ratio; correlations

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  • IPEN-DOC 08570

    MIRANDA, C.A.J. ; MATTAR NETO, M. . Aplicacao do Metodo Monte Carlo na avaliacao da integridade estrutural de tubos de geradores de vapor de centrais nucleares de potencia. In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 2., 12-16 ago, 2002, Joao Pessoa, PB. Anais... 2002.

    Palavras-Chave: fracture mechanics; structural integrity; steam generators; tubes; defects; statistics; monte carlo method; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 03297

    SOUZA, A.L. ; SANTOS, G.A. . Aproximacao para calculo da pressao maxima na contencao de reatores refrigerados a agua leve pressurizada. In: 7o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, 26-28 de abril, 1989, Recife, PE. 1989. p. 117-124.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; very high pressure

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  • IPEN-DOC 00703

    ANJOS, ALEXANDRE A. dos . Aspectos sismologicos no projeto de usinas nucleares tipo PWR. 1980. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 214 p. Orientador: Roberto Yoshiyuti Hukai.

    Palavras-Chave: planning; seismology; south america; brazil; water cooled reactors; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 05733

    CRUZ, J.R.B.; MATTAR NETO, M. ; MIRANDA, C.A.J. ; BEZERRA, L.M.. Aspects of design and stress classification of a PWR support structure. In: PRESSURE VESSEL AND PIPING CONFERENCE, June 17-23, 1994, Minneapolis, Minn., USA. 1994. p. 103-108.

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

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  • IPEN-DOC 24011

    MUNIZ, RAFAEL O.R. ; GIOVEDI, CLAUDIA; ABE, ALFREDO ; GOMES, DANIEL S. ; AGUIAR, AMANDA A.; SILVA, ANTONIO T. . Assessment of uranium dioxide fuel performance with the addition of beryllium oxide. 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 Fukushima Daiichi accident in 2011 pointed the problem related to the hydrogen generation under accident scenarios due to the oxidation of zirconium-based alloys widely used as fuel rod cladding in water-cooled reactors. This problem promoted research programs aiming the development of accident tolerant fuels (ATF) which are fuels that under accident conditions could keep longer its integrity enabling the mitigation of the accident effects. In the framework of the ATF program, different materials have been studied to be applied as cladding to replace zirconium-based alloy; also efforts have been made to improve the uranium dioxide thermal conductivity doping the fuel pellet. This paper evaluates the addition of beryllium oxide (BeO) to the uranium dioxide in order to enhance the thermal conductivity of the fuel pellet. Investigations performed in this area considering the addition of 10% in volume of BeO, resulting in the UO2-BeO fuel, have shown good results with the improvement of the fuel thermal conductivity and the consequent reduction of the fuel temperatures under irradiation. In this paper, two models obtained from open literature for the thermal conductivity of UO2- BeO fuel were implemented in the FRAPCON 3.5 code and the results obtained using the modified code versions were compared. The simulations were carried out using a case available in the code documentation related to a typical pressurized water reactor (PWR) fuel rod irradiated under steady state condition. The results show that the fuel centerline temperatures decrease with the addition of BeO, when compared to the conventional UO2 pellet, independent of the model applied.

    Palavras-Chave: beryllium oxides; comparative evaluations; computerized simulation; f codes; fuel pellets; fuel rods; nuclear fuels; performance; pwr type reactors; steady-state conditions; thermal conductivity; uranium dioxide

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  • IPEN-DOC 06918

    SILVEIRA, RENATO C. da . Avaliacao da estabilidade estrutural de contencoes metalicas de centrais nucleares. 2000. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 113 p. Orientador: Miguel Mattar Neto.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; containment buildings; evaluation; building codes; containment systems; angra-2 reactor; angra-3 reactor

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  • IPEN-DOC 00721

    GOMES, EDSON . Avaliacao da integridade do vaso de pressao dos reatores Angra II/III pela analise de tensoes. 1978. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Energia Atomica - IEA, 115 p. Orientador: Roberto Yoshiyuti Hukai.

    Palavras-Chave: power plants; nuclear power plants; pressure vessels; reactor safety; water cooled reactors; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 06668

    CRUZ, J.R.B.; MATTAR NETO, M. . Avaliacao da integridade estrutural de vasos de pressao de reatores nucleares PWR. In: 15o. CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA MECANICA, 22-26 de novembro, 1999, Aguas de Lindoia, SP. 1999.

    Palavras-Chave: pressure vessels; reactor vessels; structural integrity; pwr type reactors; fracture mechanics; thermal shock; fracture properties; fractures

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  • IPEN-DOC 01701

    FREITAS, R.L. . Avaliacao das medidas de perda de pressao total durante a fase de remolhamento. In: 2o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 24-29 de abril, 1988, Rio de Janeiro, RJ. 1988. p. 437-446.

    Palavras-Chave: loss of coolant; pwr type reactors; rewetting; pressure measurement; boiling; two-phase flow; void fraction

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  • IPEN-PUB-246

    FREITAS, R.L. . Avaliacao das medidas de perda de pressao total durante a fase de remolhamento. 1989. 12 p.

    Palavras-Chave: boiling; comparative evaluations; loss of coolant; pressure drop; pwr type reactors; two-phase flow; void fraction

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  • IPEN-DOC 04528

    MATTAR NETO, M. ; CRUZ, J.R.B.; MIRANDA, C.A.J. . Avaliacao de tensoes em bocais de cascas esfericas. In: 7o. SIMPOSIO BRASILEIRO SOBRE TUBULACOES E VASOS DE PRESSAO, 7-9 de outubro, 1992, Florianopolis, SC. 1992.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; nozzles; spherical configuration; stresses

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  • IPEN-DOC 09834

    JONG, RUDOLF P. de . Avaliacao de tubulacoes trincadas em sistemas primarios de reatores nucleares PWR. 2004. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 166 p. Orientador: Julio Ricardo Barreto Cruz.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; reactor cooling systems; tubes; cracks; crack propagation; fracture mechanics

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  • IPEN-DOC 09051

    PEREIRA, C.; LEITE, E.M.. Avaliacao do comportamento de combustiveis reprocessados por tecnicas de baixo grau de descontaminacao quando reciclados em reatores P.W.R. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 2, n. 1, p. 5-15, 1999.

    Palavras-Chave: spent fuel elements; reprocessing; airox process; pwr type reactors; burnup; fuel cycle

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

Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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Ano de publicação: 2015

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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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