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Navegação por assunto "accidents"
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RODRIGUES, A.C.I.
; SILVA, A.T.
; CABRAL, E.L.L.
; MESQUITA, R.N.
; YAMAGUCHI, M.
; GENTA, M..
Analise de acidentes de insercao de reatividade em reatores de pesquisa do tipo piscina.
In: 6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR,
27 de outubro - 1 de novembro, 1996,
Rio de Janeiro, RJ.
1996.
Palavras-Chave:
iear-1 reactor;
pool type reactors;
reactivity insertions;
accidents;
simulation;
computer codes;
safety
RODRIGUES, A.C.I.; SILVA, A.T.; CABRAL, E.L.L.; MESQUITA, R.N.; YAMAGUCHI, M.; GENTA, M.
Analise de acidentes de insercao de reatividade em reatores de pesquisa do tipo piscina.
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/123456789/12708. Acesso em: $DATA.
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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MESQUITA, R.N.
; CABRAL, E.L.L.
; RODRIGUES, A.C.I.
.
Analise de acidentes de perda de vazao para o reator IEA-R1m.
In: 11th MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMO-HIDRAULICA,
August 18-22, 1997,
Pocos de Caldas, MG.
1997.
p. 562-567.
Palavras-Chave:
iear-1 reactor;
reactor accidents;
loss of flow;
safety analysis;
p codes;
computerized simulation;
accidents;
loss of flow;
nuclear engineering;
reactor physics;
reactor technology;
reactors
MESQUITA, R.N.; CABRAL, E.L.L.; RODRIGUES, A.C.I.
Analise de acidentes de perda de vazao para o reator IEA-R1m.
In:
11th MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMO-HIDRAULICA,
August 18-22, 1997,
Pocos de Caldas, MG.
1997.
p. 562-567.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/12134. Acesso em: $DATA.
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FERNANDES FILHO,THOMAZ L.
.
Analise de eventuais acidentes em circuito experimental de agua, utilizando o codigo RELAP4.
1980.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
185 p.
Orientador: Jose Antonio Dias Dieguez.
Palavras-Chave:
accidents;
coolant loops;
reactor safety;
transients;
water cooled reactors
FERNANDES FILHO,THOMAZ L.
Analise de eventuais acidentes em circuito experimental de agua, utilizando o codigo RELAP4.
Orientador: Jose Antonio Dias Dieguez.
1980.
185 f.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9315. Acesso em: $DATA.
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MARIN, MARISTHELA P. de A.
.
Analise de perigos em uma instalacao de producao de hexafluoreto de uranio.
1999.
Dissertacao [Mestrado] -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
Sao Paulo.
173 p.
Orientador: Jose Messias de Oliveira Neto.
Observação: Disponível somente em formato digital
Palavras-Chave:
uranium hexafluoride;
nuclear facilities;
hazards;
accidents;
hydrofluoric acid;
ammonia;
nitric acid;
risk assessment;
computer calculations;
computer codes
MARIN, MARISTHELA P. de A.
Analise de perigos em uma instalacao de producao de hexafluoreto de uranio.
Orientador: Jose Messias de Oliveira Neto.
1999.
173 f.
Dissertacao [Mestrado] -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
Sao Paulo.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10763. Acesso em: $DATA.
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BRAGA, CLAUDIA C.
.
Analise de sensibilidade para modelagem semi-mecanistica de acidentes severos.
1994.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
Sao Paulo.
94 p.
Orientador: Horacio Nakata.
Palavras-Chave:
nuclear power plants;
reactor cores;
accidents;
sensitivity analysis;
programming
BRAGA, CLAUDIA C.
Analise de sensibilidade para modelagem semi-mecanistica de acidentes severos.
Orientador: Horacio Nakata.
1994.
94 f.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
Sao Paulo.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10399. Acesso em: $DATA.
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NATACCI, F.B.; OLIVEIRA NETO, J.M.
; CORREA, F..
Analise historica de ocorrencias em instalacoes nucleares e radioativas nos EUA.
In: CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 7.,
31 ago. - 3 set, 1999,
Belo Horizonte, MG.
Anais...
Rio de Janeiro: ABEN, 1999,
1999.
Palavras-Chave:
accidents;
nuclear facilities;
irradiation plants;
gamma radiography;
industrial radiography;
radiotherapy;
diagnosis;
nuclear medicine;
reactors;
fuel cycle centers
NATACCI, F.B.; OLIVEIRA NETO, J.M.; CORREA, F.
Analise historica de ocorrencias em instalacoes nucleares e radioativas nos EUA.
In:
CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 7.,
31 ago. - 3 set, 1999,
Belo Horizonte, MG.
Anais...
Rio de Janeiro: ABEN, 1999,
1999.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/13919. Acesso em: $DATA.
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NASCIMENTO, CLAUDIO S. do; MESQUITA, ROBERTO N. de
.
Analysis of the influence of human factors on main chemical and nuclear plants accidents occurred on last decades.
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:
nuclear power plants;
chemical plants;
accidents;
human factors
NASCIMENTO, CLAUDIO S. do; MESQUITA, ROBERTO N. de.
Analysis of the influence of human factors on main chemical and nuclear plants accidents occurred on last decades.
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.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/14034. Acesso em: $DATA.
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MENZEL, FRANCINE
; SABUNDJIAN, GAIANE
.
Análise de risco considerando acidentes em reatores nucleares e refinarias de petróleo.
Revista Brasileira de Energia,
v. 19,
n. 2,
p. 143-153,
2013.
Abstract:
Análises de risco consistem em importantes instrumentos para auxílio na
tomada de decisão, principalmente relacionadas às escolhas energéticas e
suas consequências ambientais. O objetivo do artigo é analisar o risco associado
com a implantação e operação de uma instalação nuclear e comparar
com o risco associado de outras fontes de energia, como o petróleo. Foi
feita uma análise de risco baseada no número de reatores-ano e no número
de acidentes que já ocorreram no mundo em usinas nucleares. O mesmo
foi feito baseado no número de refinarias-ano e no número de acidentes
que já ocorreram no mundo em refinarias de petróleo. Nossos resultados
mostraram que o risco de acidente em uma usina nuclear no mundo é
menor quando comparado com o risco associado à produção de petróleo.
Acreditamos que a análise proposta pode influenciar os processos de tomada
de decisão na área ambiental e contribuir para um futuro energético
mais sustentável.
Palavras-Chave:
risk assessment;
accidents;
nuclear facilities;
petroleum;
petroleum refineries;
environmental impact statements;
nuclear power plants;
reactors
MENZEL, FRANCINE; SABUNDJIAN, GAIANE.
Análise de risco considerando acidentes em reatores nucleares e refinarias de petróleo.
Revista Brasileira de Energia,
v. 19,
n. 2,
p. 143-153,
2013.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/27619. Acesso em: $DATA.
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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RIOS, D.A.S.
; RIOS, P.B.; SORDI, G.M.A.A.
; CARNEIRO, J.C.G.G.
.
Análise de situações de exposição potencial em aceleradores de elétrons autoblindados.
Brazilian Journal of Radiation Sciences,
v. 7,
n. 3,
p. 1-15,
2019.
DOI:
10.15392/bjrs.v7i3.851
Abstract:
Neste estudo foram estimadas as doses decorrentes de situações de exposição potencial em uma indústria de embalagens que utiliza um acelerador de elétrons autoblindado para a cura de tintas e vernizes em substratos poliméricos. Para isso foram avaliadas as probabilidades de falhas no sistema de segurança do acelerador e realizadas simulações envolvendo duas situações acidentais que poderiam levar à exposição potencial de Indivíduos Ocupacionalmente Expostos e Indivíduos do Público. Embora estas situações de exposição sejam pouco prováveis e envolva um número pequeno de indivíduos o estudo ressalta a importância de realizar exercícios de simulação permitindo identificar as possíveis falhas de operação e as consequências radiológicas para esse tipo de evento. Os exercícios de simulação realizados apontaram a necessidade de incluir a equipe de intervenção para saneamento do acidente, representada pela brigada de incêndio a qual foi incluída nos treinamentos periódicos de proteção radiológica. Além disso, as estimativas de falha no sistema de segurança e as doses resultantes demonstraram a conformidade aos requisitos de proteção radiológica.
Palavras-Chave:
accelerators;
accidents;
failures;
occupational exposure;
probabilistic estimation;
radiation protection;
safety analysis;
self-shielding;
simulation
RIOS, D.A.S.; RIOS, P.B.; SORDI, G.M.A.A.; CARNEIRO, J.C.G.G.
Análise de situações de exposição potencial em aceleradores de elétrons autoblindados.
Brazilian Journal of Radiation Sciences,
v. 7,
n. 3,
p. 1-15,
2019.
DOI:
10.15392/bjrs.v7i3.851.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30377. Acesso em: $DATA.
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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SHORTO, JULIAN M.B.
; MOLNARY, LESLIE de
; OLIVEIRA, PATRICIA S.P. de
; YAMAGUCHI, MITSUO
.
Análise qualitativa e quantitativa do Máximo Acidente Hipotético para o Reator IPEN/MB-01.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Setembro,
2019.
(IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-115-00). Restrito.
Título do projeto: Reator Multipropósito Brasileiro - RMB
Palavras-Chave:
hypothetical accidents;
accidents;
inventories;
radiation doses;
maximum permissible exposure;
radioisotopes;
safety reports;
recommendations;
regulatory guides;
fuel plates;
radiation protection;
accident management;
gaseous wastes
SHORTO, JULIAN M.B.; MOLNARY, LESLIE de; OLIVEIRA, PATRICIA S.P. de; YAMAGUCHI, MITSUO.
Análise qualitativa e quantitativa do Máximo Acidente Hipotético para o Reator IPEN/MB-01.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Setembro,
2019.
(IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-115-00). Restrito.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30766. Acesso em: $DATA.
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TANIMOTO, KATIA S.
; HIROMOTO, GORO
.
Aspects of public opinion research in risk perception studies covering the nuclear field.
In: CONGRESSO BRASILEIRO DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA, 2.,
17-20 de maio, 2011,
Recife, PE.
Anais...
2011.
Palavras-Chave:
radioactive waste disposal;
accidents;
attitudes;
ethical aspects;
failures;
hazards;
human factors engineering;
liabilities;
nuclear power;
political aspects;
public opinion;
risk assessment;
safety
TANIMOTO, KATIA S.; HIROMOTO, GORO.
Aspects of public opinion research in risk perception studies covering the nuclear field.
In:
CONGRESSO BRASILEIRO DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA, 2.,
17-20 de maio, 2011,
Recife, PE.
Anais...
2011.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25226. Acesso em: $DATA.
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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FERREIRA, NELSON L.D.
.
Avaliacao das consequencias radiologicas de acidentes em reatores de pesquisa.
1992.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
Sao Paulo.
163 p.
Orientador: Jose Messias de Oliveira Neto.
Palavras-Chave:
research reactors;
accidents;
radiation effects;
fission product release;
reactor sites
FERREIRA, NELSON L.D.
Avaliacao das consequencias radiologicas de acidentes em reatores de pesquisa.
Orientador: Jose Messias de Oliveira Neto.
1992.
163 f.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
Sao Paulo.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10317. Acesso em: $DATA.
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SUZUKI, FABIO F.
; MITAKE, MALVINA B.
.
Averiguações de emergências radiológicas pelo IPEN-CNEN/SP nos anos de 2001 a 2010.
In: CONGRESSO DE PROTEÇÃO CONTRA RADIAÇÕES DA COMUNIDADE DOS PAÍSES DE LÍNGUA PORTUGUESA, 2.; CONGRESSO BRASILEIRO DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA, 2.; CONGRESSO INTERNACIONAL DE PROTEÇÃO INDUSTRIAL, 5.,
17-20 de maio, 2011,
Recife, PE.
Anais...
2011.
Palavras-Chave:
accident management;
accidents;
brazil;
emergency plans;
hazards;
liabilities;
nuclear damage;
outages;
preventive medicine;
radiation protection;
safety;
single intake
SUZUKI, FABIO F.; MITAKE, MALVINA B.
Averiguações de emergências radiológicas pelo IPEN-CNEN/SP nos anos de 2001 a 2010.
In:
CONGRESSO DE PROTEÇÃO CONTRA RADIAÇÕES DA COMUNIDADE DOS PAÍSES DE LÍNGUA PORTUGUESA, 2.; CONGRESSO BRASILEIRO DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA, 2.; CONGRESSO INTERNACIONAL DE PROTEÇÃO INDUSTRIAL, 5.,
17-20 de maio, 2011,
Recife, PE.
Anais...
2011.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/12351. Acesso em: $DATA.
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.
Como referenciar este item
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SILVA, DAYANE F.
; LIMA, ANA C. de S.
; SABUNDJIAN, GAIANE
.
Containment pressure analysis methodology during a LBLOCA with COCOSYS code.
International Journal of Development Research,
v. 8,
n. 11,
p. 24166-24172,
2018.
Abstract:
During a nuclear power plant basic design accident, the containment integrity is a determining
factor for the accident severity. The pressure and temperature conditions inside the containment in
case of a Large Break Loss of Coolant Accident (LBLOCA) must be verified. This paper presents
a containment pressure and temperature analysis methodology of a Brazilian PWR, Angra 2,
using a code that simulates guillotine rupture - RELAP5 - and the COCOSYS code, which
analyzes the containment pressure from the accident conditions. The Angra 2 containment
behavior results during the design basis accidents studied - primary cooling system cold and hot
legs guillotine ruptures - were satisfactory when compared to those presented in the Final Safety
Analysis Report (FSAR / A2) and the pressure distributions were below the containment design
pressure value (6.3bar).
Palavras-Chave:
lbloca;
computer codes;
accidents;
containment;
computerized simulation;
pressure dependence;
c codes;
reactor accidents;
angra-2 reactor;
team generators
SILVA, DAYANE F.; LIMA, ANA C. de S.; SABUNDJIAN, GAIANE.
Containment pressure analysis methodology during a LBLOCA with COCOSYS code.
International Journal of Development Research,
v. 8,
n. 11,
p. 24166-24172,
2018.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29933. Acesso em: $DATA.
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.
Como referenciar este item
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CAMPOS, I.M.A.; SANTOS, O.R.
; MESQUITA, C.H.
.
Dose estimation by cytogenetic analysis in an accident with sup(137)Cs in Goiania (Brazil). Evaluation of probable exposure dose range.
In: 1st SIMPOSIO LATINO-AMERICANO DE MUTAGENESE AMBIENTAL,
May 26-29, 1991,
Caxambu, MG.
Abstract...
1991.
Palavras-Chave:
cesium 137;
accidents;
radiation doses;
cytological techniques
CAMPOS, I.M.A.; SANTOS, O.R.; MESQUITA, C.H.
Dose estimation by cytogenetic analysis in an accident with sup(137)Cs in Goiania (Brazil). Evaluation of probable exposure dose range.
In:
1st SIMPOSIO LATINO-AMERICANO DE MUTAGENESE AMBIENTAL,
May 26-29, 1991,
Caxambu, MG.
Abstract...
1991.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/21603. Acesso em: $DATA.
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.
Como referenciar este item
-
HIRATA, DANIEL M.
.
Estimativa da frequencia de danos ao nucleo devido a perda de refrigerante primario e bloqueio de canal de refrigeracao do reator de pesquisas IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP - APS nivel 1
/ Estimative of core damage frequency in IPEN´s IEA-R1 research reactor (PSA level 1) due to the initiating event of loss of coolant caused by large rupture in the pipe of the primary circuit
.
2009.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
Sao Paulo.
105 p.
Orientador: Gaiane Sabundjian.
DOI:
10.11606/D.85.2009.tde-02032010-081459
Abstract:
Neste trabalho é aplicada a metodologia da Análise Probabilística de Segurança nível 1 ao reator IEA-R1. Inicialmente são descritos os eventos iniciadores de acidentes identificados no reator para duas categorias: perda de vazão e perda de refrigerante primário. Dentre eles foram escolhidos dois eventos iniciadores para análise mais detalhada do acidente e obtenção da estimativa da freqüência de danos ao núcleo devido a sua ocorrência. Foram selecionados os seguintes eventos iniciadores: bloqueio de canal de refrigeração (maior probabilidade) e perda de refrigerante por grande ruptura da tubulação do circuito primário (maiores consequências). Para modelar a evolução do acidente a partir da ocorrência do evento iniciador e da atuação ou não dos sistemas de segurança utilizou-se Árvore de Eventos. Através de Árvore de Falhas, também foi avaliada a confiabilidade dos seguintes sistemas: sistema de desligamento do reator, isolamento da piscina, sistema de resfriamento de emergência (SRE) e sistema elétrico. Como resultados foram obtidas as estimativas das frequências de danos ao núcleo do reator e as probabilidades de falha dos sistemas analisados. As freqüências de danos ao núcleo mostraram-se dentro das margens esperadas, sendo da mesma ordem de grandeza que os encontrados para reatores similares. As confiabilidades dos sistemas de desligamento do reator, de isolamento da piscina e do SRE foram satisfatórias para as condições em que estes sistemas foram exigidos. Todavia, para o sistema elétrico seria recomendável uma análise para verificar a possibilidade de modernização a fim de aumentar a sua confiabilidade.
Palavras-Chave:
probabilistic estimation;
risk assessment;
safety analysis;
eccs;
fault tree analysis;
loss of coolant;
primary coolant circuits;
pipes;
reactor cores;
iear-1 reactor;
accidents
HIRATA, DANIEL M.
Estimativa da frequencia de danos ao nucleo devido a perda de refrigerante primario e bloqueio de canal de refrigeracao do reator de pesquisas IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP - APS nivel 1.
Orientador: Gaiane Sabundjian.
2009.
105 f.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
Sao Paulo.
DOI:
10.11606/D.85.2009.tde-02032010-081459.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9483. Acesso em: $DATA.
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.
Como referenciar este item
-
SANTOS, LOIDE S. dos
; MESQUITA, ROBERTO N. de
.
Estudo e análise do fenômeno de circulação natural no circuito experimental instalado na Engenharia Química/POLI-USP.
In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIAÇÃO CIENTÍFICA, 11.; PROGRAMA DE BOLSAS E INICIAÇÃO CIENTÍFICA CNEN, 2.,
10-11 de novembro, 2005,
São Paulo, SP.
Resumo expandido...
2005.
p. 69-70.
Palavras-Chave:
natural convection;
nuclear facilities;
reactors;
thermosyphons;
r codes;
accidents;
experimental data
SANTOS, LOIDE S. dos; MESQUITA, ROBERTO N. de.
Estudo e análise do fenômeno de circulação natural no circuito experimental instalado na Engenharia Química/POLI-USP.
In:
PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIAÇÃO CIENTÍFICA, 11.; PROGRAMA DE BOLSAS E INICIAÇÃO CIENTÍFICA CNEN, 2.,
10-11 de novembro, 2005,
São Paulo, SP.
Resumo expandido...
2005.
p. 69-70.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26257. Acesso em: $DATA.
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.
Como referenciar este item
-
CARDENAS, JOSE P.N.
; MADI FILHO, TUFIC
; PETRI, ANNA R.
; SANTOS, ROBINSON A. dos
; MARTINS, JOAO F.T.
; CARVALHO, DIEGO V.S.; ALVARENGA, T.; BELLEZZO, M.; LARANJO, G.; LIMA, M.; OLIVEIRA, P.; PEREIRA, MARIA da C.C.
.
Experimental and MCNP studies of paraffin and polyethylene in neutron moderation and BF3 detector efficiency.
In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON ADVANCEMENTS IN NUCLEAR INSTRUMENTATION, MEASUREMENT METHODS AND THEIR APPLICATIONS, 3rd,
June 23-27, 2013,
Marseille, France.
Proceedings...
Piscataway, NJ: IEEE,
2013.
DOI:
10.1109/ANIMMA.2013.6727922
Abstract:
The Nuclear and Energy Research Institute – IPEN, offers post-graduate programs, namely: Nuclear Technology - Applications (TNA), Nuclear Technology - Materials (TNM), Nuclear Technology - Reactors (TNR). The Institute programs mission is to form expert technicians and engineers with a strong knowledge in their discipline to work in the nuclear area.
The course: “Theoretical Fundaments and Practices of the Instrumentation used in Nuclear Data Acquisition” covers the use of laboratory nuclear instrumentation and the accomplishment of experiments to obtain nuclear parameters.
One of these experiments is object of this work: “Experimental and MCNP Studies of Paraffin and Polyethylene Neutron Moderation and BF3 Detector Efficiency”.
Neutrons are uncharged particles and, therefore, cannot be detected by Coulomb interactions. Thus, the detector assembly used must contain some kind of material with high cross section for interaction with neutrons, called converters. A boron trifluoride (BF3) detector was used in this experiment to detect neutron in real time.
However, the response of this arrangement varies according to the energy range of incident neutrons. Their efficiency for thermal neutrons is above 90%, but, this result decreases, significantly, for neutrons of energy greater than 0.5 eV. The neutron moderation and, consequently, its energy variation were obtained by interposing different thicknesses of moderator material (Paraffin or Polyethylene) between the source and the detector.
Palavras-Chave:
accidents;
boron fluorides;
computerized simulation;
cross sections;
data acquisition;
efficiency;
moderators;
monte carlo method;
paraffin;
polyethylenes;
radiation transport;
thermal neutrons;
thickness
CARDENAS, JOSE P.N.; MADI FILHO, TUFIC; PETRI, ANNA R.; SANTOS, ROBINSON A. dos; MARTINS, JOAO F.T.; CARVALHO, DIEGO V.S.; ALVARENGA, T.; BELLEZZO, M.; LARANJO, G.; LIMA, M.; OLIVEIRA, P.; PEREIRA, MARIA da C.C.
Experimental and MCNP studies of paraffin and polyethylene in neutron moderation and BF3 detector efficiency.
In:
INTERNATIONAL CONFERENCE ON ADVANCEMENTS IN NUCLEAR INSTRUMENTATION, MEASUREMENT METHODS AND THEIR APPLICATIONS, 3rd,
June 23-27, 2013,
Marseille, France.
Proceedings...
Piscataway, NJ: IEEE,
2013.
DOI:
10.1109/ANIMMA.2013.6727922.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/27645. Acesso em: $DATA.
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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-
LOPES, VALDIR M.
.
Incidentes em reatores nucleares de pesquisa examinados por analise de probabilidade deterministica e analise probabilistica de seguranca
/ Incidents in nuclear research reactor examined by deterministic probability and probabilistic safety analysis
.
2010.
Tese (Doutoramento) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
Sao Paulo.
70 p.
Orientador: Gian Maria A.A. Sordi.
DOI:
10.11606/T.85.2010.tde-30082011-105219
Abstract:
O presente trabalho tem o objetivo de avaliar os riscos potenciais apresentados pelos incidentes em reatores nucleares de pesquisa. Para o desenvolvimento do trabalho, duas bases de dados do Organismo Internacional de Energia Atômica, OIEA, foram usadas, o Incident Report System for Research Reactor e Research Reactor Data Base. Para este tipo de avaliação fez-se uso de Análise Probabilística de Segurança (APS), dentro de um limite de confiança de 90% e, Análise de Probabilidades determinística (APD). Para obtenção dos resultados dos cálculos de probabilidades por APS, utilizou-se a teoria e as equações sugeridas em documento da IAEA TECDOC - 636. O desenvolvimento dos cálculos das probabilidades por APS utilizou-se o Programa Scilab versão 5.1.1, de livre acesso, executável nas plataformas do Windows, Linux. Um programa específico para obter os resultados das probabilidades foi desenvolvido dentro do programa principal Scilab 5.1.1., para duas distribuições Fischer e Chi-quadrado, ambas no limite de confiança de 90%. Fazendo uso das equações de Sordi e do programa Origin 6.0, foram obtidas as doses máximas admissíveis relacionadas às probabilidades que satisfazem os limites de riscos estabelecidos pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica, CIPR e, pode-se também obter estas doses máximas graficamente com a figura 1 resultante dos cálculos de probabilidades x doses máximas admissíveis. Verificou-se que a confiabilidade nos resultados das probabilidades está relacionada com a experiência operacional (reator x ano e fração) e, que quanto maior ela for, maior é a confiabilidade no resultado. Finalizando, sugere-se uma lista de futuros trabalhos que complementam este.
Palavras-Chave:
research reactors;
safety analysis;
accidents;
probability;
computer codes
LOPES, VALDIR M.
Incidentes em reatores nucleares de pesquisa examinados por analise de probabilidade deterministica e analise probabilistica de seguranca.
Orientador: Gian Maria A.A. Sordi.
2010.
70 f.
Tese (Doutoramento) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
Sao Paulo.
DOI:
10.11606/T.85.2010.tde-30082011-105219.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9589. Acesso em: $DATA.
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Buscar os artigos apresentados em um evento internacional de 2015, sobre loss of coolant, do autor Maprelian.
Autor: Maprelian
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significa que e o documento está sujeito as leis de direitos autorais, solicita-se nesses casos contatar a Biblioteca do IPEN,
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.
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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,
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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.