Navegação por Autores IPEN "TORRES, W.M."
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BAPTISTA FILHO, B.D.
; TORRES, W.M.
; ALMEIDA, J.C.
; MACEDO, L.A.
; SANTOS, S.C.. A adequacao de um medidor de vazao magnetico para experimentos em circulacao natural.
In: BRAZILIAN CONGRESS ON THERMAL ENGINEERING AND SCIENCES, 8th,
Oct. 3-6, 2000,
Porto Alegre, RS.
2000.
Palavras-Chave: flowmeters; natural convection; flow rate; fluid flow; eccs; reactor cooling systems
. A adequacao de um medidor de vazao magnetico para experimentos em circulacao natural. In: BRAZILIAN CONGRESS ON THERMAL ENGINEERING AND SCIENCES, 8th, Oct. 3-6, 2000, Porto Alegre, RS. 2000. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/15159. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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UMBEHAUN, P.E.
; TORRES, W.M.
; ANDRADE, D.A.
. Analise termo-hidraulica das placas externas de um elemento combustivel tipo placa utilizado no reator de pesquisa IEA-R1.
In: BRAZILIAN CONGRESS OF THERMAL SCIENCES AND ENGINEERING, 10th,
Nov. 29 - Dec. 03, 2004,
Rio de Janeiro, RJ.
Proceedings...
2004.
Palavras-Chave: iear-1 reactor; fuel elements; fuel plates; cooling; thermal hydraulics; safety
. Analise termo-hidraulica das placas externas de um elemento combustivel tipo placa utilizado no reator de pesquisa IEA-R1. In: BRAZILIAN CONGRESS OF THERMAL SCIENCES AND ENGINEERING, 10th, Nov. 29 - Dec. 03, 2004, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... 2004. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/17475. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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BELCHIOR JUNIOR, A.
; SANTOS, A.A.C. dos; FREITAS, R.L.; SOARES, H.V.; JUNQUEIRA, F.C.
; MANTECON, J.G.
; MATTAR NETO, M.
; MENZEL, S.C.
; TORRES, W.M.
; UMBEHAUN, P.E.
. Analytical and experimental analysis on safety related aspects of the RMB research reactor.
In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON RESEARCH REACTORS: ADDRESSING CHALLENGES AND OPPORTUNITIES TO ENSURE EFFECTIVENESS AND SUSTAINABILITY,
November 25-29, 2019,
Buenos Aires, Argentina.
Proceedings...
Vienna, Austria: International Atomic Energy Agency,
2020.
Abstract:
This paper presents some numerical and experimental safety related activities developed at the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB) project by CNEN research institutes. Brief comments on the models and results are presented with emphasis to their relation to the safe design and operation of the reactor. Thermal-hydraulic analysis for Siphon Breaker of the Core Cooling System (CCS); pools hot water layer; core chimney of CCS and spent fuel transport cask are presented, showing results, advantages, difficulties and drawbacks for each analyzed case. All are very distinct cases, involving phenomena that range from two-phase flow and thermal-stratification to lead melting. Beside the one-dimensional thermal hydraulic system Code RELAP5, Computational Fluid Dynamics (CFD) is shown to play an important role in the analysis being performed as it can detail the flow and temperature fields of complex components and phenomena, which are extremely difficult to model analytically or experimentally. Two experimental circuits designed to test RMB fuel elements performance are also presented.
Palavras-Chave: computerized simulation; reactor design; reactor operation; reactor safety; rmb reactor; safety analysis; spent fuels; stratification; thermal hydraulics; two-phase flow
. Analytical and experimental analysis on safety related aspects of the RMB research reactor. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON RESEARCH REACTORS: ADDRESSING CHALLENGES AND OPPORTUNITIES TO ENSURE EFFECTIVENESS AND SUSTAINABILITY, November 25-29, 2019, Buenos Aires, Argentina. Proceedings... Vienna, Austria: International Atomic Energy Agency, 2020. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31122. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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ANDRADE, D.A.
; ANGELOA, G.
; ANGELO, E.; SANTOS, P.H.G.
; OLIVEIRA, F.B.V.
; TORRES, W.M.
; UMBEHAUN, P.E.
; SOUZA, J.A.B.
; BELCHIOR JUNIOR, A.
; SABUNDJIAN, G.
; PRADO, A.C.
. A CFD numerical model for the flow distribution in a MTR fuel element.
In: 60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS,
November 28 - December 01, 2017,
São Paulo, SP.
Abstract...
São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares,
2017.
p. 91-91.
Abstract:
Previously, an instrumented dummy fuel element (DMPV-01), with the same
geometric characteristics of a MTR fuel element, was designed and constructed for
pressure drop and flow distribution measurement experiments at the IEA-R1 reactor
core. This dummy element was also used to measure the flow distribution among the
rectangular flow channels formed by element fuel plates. A CFD numerical model
was developed to complement the studies. This work presents the proposed CFD
model as well as a comparison between numerical and experimental results of flow
rate distribution among the internal flow channels. Numerical results show that the
model reproduces the experiments very well and can be used for the studies as a
more convenient and complementary tool.
Palavras-Chave: computerized simulation; distribution; flow rate; fuel elements; iear-1 reactor; materials testing reactors; numerical solution; reactor channels; reactor cores; thermal hydraulics
. A CFD numerical model for the flow distribution in a MTR fuel element. In: 60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS, November 28 - December 01, 2017, São Paulo, SP. Abstract... São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, 2017. p. 91-91. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28792. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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MESQUITA, R.N. de
; MASOTTI, P.H.F.
; PENHA, R.M.L.
; ANDRADE, D.A.
; SABUNDJIAN, G.
; TORRES, W.M.
; MACEDO, L.A.
. Classification of natural circulation two-phase flow patterns using fuzzy inference on image analysis.
Nuclear Engineering and Design,
v. 250,
p. 592-599,
2012.
Palavras-Chave: reactor safety; natural convection; two-phase flow; fuzzy logic
. Classification of natural circulation two-phase flow patterns using fuzzy inference on image analysis. Nuclear Engineering and Design, v. 250, p. 592-599, 2012. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/4246. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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SCURO, N.L.
; ANGELO, G.; ANGELO, E.; PIRO, M.H.A.; UMBEHAUN, P.E.
; TORRES, W.M.
; ANDRADE, D.A.
. Computational fluid dynamics analysis of an open-pool nuclear research reactor core for fluid flow optimization using a channel box.
Nuclear Science and Engineering,
v. 197,
n. 6,
p. 1100-1116,
2023.
DOI:
10.1080/00295639.2022.2142437
Abstract:
A channel box installation in the IEA-R1 research reactor core was numerically investigated to increase fluid flow in fuel assemblies (FAs) and side water channels (SWCs) between FAs by minimizing bypasses in specific regions of the reactor core, which is expected to reduce temperatures and oxidation effects in lateral fuel plates (LFPs). To achieve this objective, an isothermal three-dimensional computational fluid dynamics model was created using Ansys CFX to analyze fluid flow distribution in the Brazilian IEA-R1 research reactor core. All regions of the core and realistic boundary conditions were considered, and a detailed mesh convergence study is presented. Results comparing both scenarios are presented in the percentage of use of the primary circuit pump. It is indicated that 21.4% of fluid bypass to unnecessary regions can be avoided with the channel box installation, which leads to the total mass flow from the primary circuit for all FAs increasing from 68.9% (without a channel box) to 77.6% (with a channel box). For the SWCs, responsible for cooling LFPs, an increment from 9.7% to 22.4%, avoiding all nondesired cross three-dimensional effects, was observed, resulting in a more homogeneous fluid flow and vertical velocities. It was concluded that the installation of a channel box numerically indicates an expressive mass flow increase and homogeneous fluid flow distribution for flow dynamics in relevant regions. This gives greater confidence to believe that lower temperatures, and consequently oxidation effects in LFPs, can be expected with a channel box installation.
Palavras-Chave: computer codes; fluid mechanics; reactor cores; distribution; fluid flow
. Computational fluid dynamics analysis of an open-pool nuclear research reactor core for fluid flow optimization using a channel box. Nuclear Science and Engineering, v. 197, n. 6, p. 1100-1116, 2023. DOI: 10.1080/00295639.2022.2142437. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/34060. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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ANDRADE, D.A.
; MANTECON, J.G.; MESQUITA, R.N.
; MATTAR NETO, M.
; UMBEHAUN, P.E.
; TORRES, W.M.
. Critical velocity experimental assessment in flat plate fuel element for nuclear research reactor.
Brazilian Journal of Radiation Sciences,
v. 10,
n. 3,
p. 1-16,
2022.
DOI:
10.15392/bjrs.v10i3.2051
Abstract:
Aluminum-coated plates, containing a uranium silicide (U3Si2) meat dispersed in an aluminum matrix, are commonly used in the fuel elements of Material Testing Reactors (MTRs). These fuel elements are typically comprised of narrow channels formed by parallel flat plates, which allow coolant flow to remove the heat of fission reactions. It is important to mention that the thickness of the plates is much smaller than their width and height. The high flow rates needed to ensure efficient fuel-element cooling may cause fuel-plate mechanical failures due to instability induced by the flow in the channels. In the case of critical velocity, excessive permanent deflections of these plates can cause blockage of the flow channels and lead to overheating. An experimental facility that simulates a plate-like fuel element with three coolant channels was developed for this work. The test-section dimensions were based on the Fuel Element design of the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), project being coordinated by the National Commission of Nuclear Energy (CNEN). Experiments were performed to reach Miller's critical velocity condition. This critical condition was reached at 14.5 m/s leading to consequent plastic deformation of the fuel plates.
Palavras-Chave: aluminium; coolants; critical velocity; deformation; experimental data; flow blockage; fuel plates; reactor channels; research and test reactors
. Critical velocity experimental assessment in flat plate fuel element for nuclear research reactor. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 10, n. 3, p. 1-16, 2022. DOI: 10.15392/bjrs.v10i3.2051. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/33391. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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TORRES, W.M.
; BAPTISTA FILHO, B.D.
. Desenvolvimento de um sistema de resfriamento por aspersao para o reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP.
In: 6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR,
27 de outubro - 1 de novembro, 1996,
Rio de Janeiro, RJ.
1996.
Palavras-Chave: iear-1 reactor; eccs; spray cooling; nozzles; heat flux
. Desenvolvimento de um sistema de resfriamento por aspersao para o reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. In: 6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 27 de outubro - 1 de novembro, 1996, Rio de Janeiro, RJ. 1996. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/12778. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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TORRES, W.M.
; MAPRELIAN, E.
; MACEDO, L.A.
; BAPTISTA FILHO, B.D.
. Desenvolvimento dos sistemas para um modulo PEM de 1kW eletrico.
In: CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA E CIENCIAS TERMICAS, 9.,
15-18 out, 2002,
Caxambu, MG.
Proceedings...
2002.
Palavras-Chave: fuel cells; proton exchange membrane fuel cells; power generation; performance
. Desenvolvimento dos sistemas para um modulo PEM de 1kW eletrico. In: CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA E CIENCIAS TERMICAS, 9., 15-18 out, 2002, Caxambu, MG. Proceedings... 2002. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16290. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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TORRES, W.M.
; UMBEHAUN, P.E.
; BAPTISTA FILHO, B.D.
; SILVA, J.E.R.
; ZEITUNI, C.A.
; TEIXEIRA e SILVA, A.
. Desenvolvimento e utilizacao de elementos instrumentados e sistemas de inspecao visual para reatores nucleares de pesquisa.
In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 2.,
12-16 ago, 2002,
Joao Pessoa, PB.
Anais...
2002.
Palavras-Chave: iear-1 reactor; fluid flow; reactor cores; fuel elements; safety analysis; reactor safety
. Desenvolvimento e utilizacao de elementos instrumentados e sistemas de inspecao visual para reatores nucleares de pesquisa. In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 2., 12-16 ago, 2002, Joao Pessoa, PB. Anais... 2002. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16924. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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TORRES, W.M.
; BAPTISTA FILHO, B.D.
; TING, D.K.S.
. Development of an Emergency Core Cooling System for the converted IEA-R1m research reactor.
In: 21st INTERNATIONAL MEETING ON REDUCED ENRICHMENT FOR RESEARCH AND TESTING REACTORS,
October 18-23, 1998,
Sao Paulo, SP.
1998.
Palavras-Chave: iear-1 reactor; eccs; design; fabrication; installation; commissioning
. Development of an Emergency Core Cooling System for the converted IEA-R1m research reactor. In: 21st INTERNATIONAL MEETING ON REDUCED ENRICHMENT FOR RESEARCH AND TESTING REACTORS, October 18-23, 1998, Sao Paulo, SP. 1998. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/12172. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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UMBEHAUN, P.E.
; ANDRADE, D.A.
; TORRES, W.M.
; YAMAGUCHI, M.
. Dimensionamento termo-hidraulico de um dispositivo de irradiacao de mini-placas combustiveis para o reator IEA-R1.
Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento,
v. 4,
n. 2,
p. 178-183,
2002.
Palavras-Chave: irradiation devices; fuel plates; dimensions; thermal hydraulics; computer calculations; parametric analysis; iear-1 reactor
. Dimensionamento termo-hidraulico de um dispositivo de irradiacao de mini-placas combustiveis para o reator IEA-R1. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 4, n. 2, p. 178-183, 2002. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/6006. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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UMBEHAUN, P.E.
; ANDRADE, D.A.
; TORRES, W.M.
; YAMAGUCHI, M.
. Dimensionamento termo-hidraulico de um dispositivo de irradiacao de mini-placas combustiveis para o reator IEA-R1.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; NATIONAL MEETING OF REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 13th,
Aug. 11-16, 2002,
Rio de Janeiro, RJ.
Proceedings...
Rio de Janeiro: ABEN, 2002,
2002.
Palavras-Chave: irradiation devices; fuel plates; dimensions; thermal hydraulics; computer calculations; parametric analysis; iear-1 reactor
. Dimensionamento termo-hidraulico de um dispositivo de irradiacao de mini-placas combustiveis para o reator IEA-R1. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; NATIONAL MEETING OF REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 13th, Aug. 11-16, 2002, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Rio de Janeiro: ABEN, 2002, 2002. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16952. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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TORRES, W.M.
; BAPTISTA FILHO, B.D.
; TING, D.K.S.
; MARTINS, M.O.
. Distribuicao de temperaturas em placas aquecidas eletricamente e resfriadas por aspersao.
In: 7th BRAZILIAN CONGRESS OF ENGINEERING AND THERMAL SCIENCES,
November 3-6, 1998,
Rio de Janeiro, RJ.
1998.
p. 1225-1230.
Palavras-Chave: iear-1 reactor; loss of coolant; core spray systems; after-heat; fuel plates; numerical analysis; temperature distribution; temperature gradients; temperature range 0273-0400 k; temperature range 0400-1000 k
. Distribuicao de temperaturas em placas aquecidas eletricamente e resfriadas por aspersao. In: 7th BRAZILIAN CONGRESS OF ENGINEERING AND THERMAL SCIENCES, November 3-6, 1998, Rio de Janeiro, RJ. 1998. p. 1225-1230. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/12191. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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TORRES, W.M.
; UMBEHAUN, P.E.
; BAPTISTA FILHO, B.D.
; ALMEIDA, J.C.
; SOUZA, J.A.B.
; SILVA, D.G.
. Distribuicao de vazao no nucleo do reator de pesquisas IEA-R1.
In: CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA MECANICA, 16.,
26-30 nov, 2001,
Uberlandia, MG.
2001.
Palavras-Chave: iear-1 reactor; reactor cores; fuel elements; fluid flow; thermal hydraulics; reactor safety
. Distribuicao de vazao no nucleo do reator de pesquisas IEA-R1. In: CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA MECANICA, 16., 26-30 nov, 2001, Uberlandia, MG. 2001. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16894. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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TORRES, W.M.
; ASSAD, A.C.A.. Estudo experimental da separacao gravitacional em separadores de vapor operando com mistura agua-ar.
In: 8o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES TERMOHIDRAULICA,
17-20 de setembro, 1991,
Atibaia, SP.
1991.
p. 115-118.
Palavras-Chave: steam separators; pwr type reactors
. Estudo experimental da separacao gravitacional em separadores de vapor operando com mistura agua-ar. In: 8o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES TERMOHIDRAULICA, 17-20 de setembro, 1991, Atibaia, SP. 1991. p. 115-118. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/14308. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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TORRES, W.M.
; BAPTISTA FILHO, B.D.
; TING, D.K.S.
. Estudo experimental de distribuicao de vazao do sistema de resfriamento de emergencia do reator IEA-R1m do IPEN-CNEN/SP.
In: 7o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR,
31 de agosto - 3 de setembro, 1999,
Belo Horizonte, MG.
1999.
Palavras-Chave: iear-1 reactor; eccs; loss of coolant; after-heat; core spray systems; spray cooling; research reactors
. Estudo experimental de distribuicao de vazao do sistema de resfriamento de emergencia do reator IEA-R1m do IPEN-CNEN/SP. In: 7o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 31 de agosto - 3 de setembro, 1999, Belo Horizonte, MG. 1999. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/13847. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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ASSAD, A.C.; TORRES, W.M.
; FAYA, A.J.. Experimental investigation of radial vane steam separators in a air-water loop.
In: 9o. CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA MECANICA,
Dec. 7-11, 1987,
Florianopolis, SC.
1987.
Palavras-Chave: steam separators; vanes; air; water
. Experimental investigation of radial vane steam separators in a air-water loop. In: 9o. CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA MECANICA, Dec. 7-11, 1987, Florianopolis, SC. 1987. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/12938. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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TORRES, W.M.
; BAPTISTA FILHO, B.D.
. Experimento de resfriamento do nucleo do reator IEA-R1 por conveccao do ar apos acidente de esvaziamento da piscina.
In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA,
7-11 ago, 2000,
Natal, RN.
Anais...
Natal: UFRN, 2000,
2000.
Palavras-Chave: iear-1 reactor; reactor safety experiments; eccs; natural convection; loss of coolant; temperature distribution; temperature range 0400-1000 k; reactor safety
. Experimento de resfriamento do nucleo do reator IEA-R1 por conveccao do ar apos acidente de esvaziamento da piscina. In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 7-11 ago, 2000, Natal, RN. Anais... Natal: UFRN, 2000, 2000. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/13389. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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MAPRELIAN, E.
; TORRES, W.M.
; BELCHIOR JUNIOR, A.
; UMBEHAUN, P.E.
; SANTOS, S.C.
; FRANÇA, R.L.
; PRADO, A.C.
; MACEDO, L.A.
; SILVA, A.T. E
; BERRETTA, J.R.
; SABUNDJIAN, G.
. Experiments of loss of coolant in the IEA-R1 reactor.
In: 60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS,
November 28 - December 01, 2017,
São Paulo, SP.
Abstract...
São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares,
2017.
p. 58-58.
Abstract:
The Loss of Coolant Accident (LOCA) has been considered Design Basis Accident
(DBA) for several kind of reactors. The test section for experimental (STAR)
for simulation of LOCA, using the Instrumented Fuel Assembly (IFA) EC-208 was
designed, assembled, commissioned, and used for the experiments at the IEA-R1
Reactor. The experiments were performed for five different levels of fuel uncovering
and two heat decay conditions. The five levels consisted of one total and four partial
uncovering of the IFA. The results obtained for each experiment were the section
level and 13 IFA temperatures. A data acquisition system was used to record the
process parameters. The STAR section has proved to be a very safe and efficient
tool for fuel uncovering experiments to obtain thermal-hydraulic data for research and
development, and for the data to be compared with safety analysis code calculations.
. Experiments of loss of coolant in the IEA-R1 reactor. In: 60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS, November 28 - December 01, 2017, São Paulo, SP. Abstract... São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, 2017. p. 58-58. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28756. Acesso em: $DATA.Como referenciar este item
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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Exemplo:
Buscar os artigos apresentados em um evento internacional de 2015, sobre loss of coolant, do autor Maprelian.
Autor: Maprelian
Título: loss of coolant
Tipo de publicação: Texto completo de evento
Ano de publicação: 2015
✔ Para indexação dos documentos é utilizado o Thesaurus do INIS, especializado na área nuclear e utilizado em todos os países membros da International Atomic Energy Agency – IAEA , por esse motivo, utilize os termos de busca de assunto em inglês; isto não exclui a busca livre por palavras, apenas o resultado pode não ser tão relevante ou pertinente.
✔ 95% do RD apresenta o texto completo do documento com livre acesso, para aqueles que apresentam o 
significa que e o documento está sujeito as leis de direitos autorais, solicita-se nesses casos contatar a Biblioteca do IPEN,
bibl@ipen.br
.
✔ Ao efetuar a busca por um autor o RD apresentará uma relação de todos os trabalhos depositados no RD. No lado direito da tela são apresentados os coautores com o número de trabalhos produzidos em conjunto bem como os assuntos abordados e os respectivos anos de publicação agrupados.
✔ O RD disponibiliza um quadro estatístico de produtividade, onde é possível visualizar o número dos trabalhos agrupados por tipo de coleção, a medida que estão sendo depositados no RD.
✔ Na página inicial nas referências são sinalizados todos os autores IPEN, ao clicar nesse símbolo será aberta uma nova página correspondente à aquele autor – trata-se da página do pesquisador.
✔ Na página do pesquisador, é possível verificar, as variações do nome, a relação de todos os trabalhos com texto completo bem como um quadro resumo numérico; há links para o Currículo Lattes e o Google Acadêmico ( quando esse for informado).
ATENÇÃO!
ESTE TEXTO "AJUDA" ESTÁ SUJEITO A ATUALIZAÇÕES CONSTANTES, A MEDIDA QUE NOVAS FUNCIONALIDADES E RECURSOS DE BUSCA FOREM SENDO DESENVOLVIDOS PELAS EQUIPES DA BIBLIOTECA E DA INFORMÁTICA.
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.
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.