Navegação por assunto "heat transfer"

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  • IEA-INF-12

    DIAZ DIEGUEZ, J.A. . Alguns problemas de hidrodinamica e conveccao de calor em reatores de potencia, segundo aulas do Dr. W.R. Gambill. 1969. 86 p.

    Palavras-Chave: bubbles; burnout; convection; critical heat flux; fluid flow; heat transfer; power reactors; two-phase flow

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  • IPEN-DOC 05029

    BRUEL, RENATA N. . Analise de sensibilidade de um modelo teorico do pressurizador. 1997. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 117 p. Orientador: Horacio Nakata.

    Palavras-Chave: evaporation; heat transfer; pressure dependence; pressurizers; pwr type reactors; sensitivity analysis; simulation

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  • IPEN-DOC 03776

    BRUEL, R.N.; NAKATA, H.. Analise de sensibilidade de um modelo teorico do pressurizador. In: 6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 27 de outubro - 1 de novembro, 1996, Rio de Janeiro, RJ. 1996.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; pressurizers; sensitivity analysis; reactor vessels; energy losses; heat transfer; water; surges; evaporation; sprays

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  • IPEN-DOC 05125

    CASTRO, A.J.A. ; CARAJILESCOV, P.. Analise experimental de troca de calor por ebulicao nucleada. In: 5o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES, 10-12 de abril, 1985, Rio de Janeiro, RJ. 1985. p. 450-464.

    Palavras-Chave: nucleate boiling; superheating; heat transfer; heat flux; pressure dependence; reactor safety

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  • IPEN-DOC 05891

    GEBRIM, A.N. . Analise teorica da remocao de calor residual por um gerador de vapor com baixo nivel de agua no secundario - teste PKL III A 5.2. In: 10o. ENCONTRO DE FISICA DE REATORES E TERMO-HIDRAULICA, 7-11 de agosto, 1995, Aguas de Lindoia, SP. 1995. p. 291-296.

    Palavras-Chave: steam generators; heat transfer; natural convection; a codes; simulation

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  • IPEN-DOC 26863

    BELLONI, MARCIO ; CONTI, THADEU das N. . Analysis of materials for heat transport in tokamaks. World Journal of Nuclear Science and Technology, v. 10, n. 1, p. 39-46, 2020. DOI: 10.4236/wjnst.2020.101005

    Abstract: Every nuclear power reactor, whether of fusion or fission, is essentially a thermal system that generates electricity. In this sense, there are several problems in relation to this heat transport. The model of plasma confinement by magnetic force, in the nuclear fusion (sterellator and tokamak), has only been 20 years and recently some success in the quality of the generated plasma has been achieved. However, due to the large amount of energy coming from the plasma, the choice of the material that will carry the generated energy is quite troublesome, due to the need to handle a very high temperature for the nuclear fission standards. Solutions are explored by the scientific community to transport the energy generated in the case of the primary circuit, after exceeding breakeven temperature and models that are based on the fission reactors of the fourth generation and those currently in operation, to search for solutions regarding the transport of heat generated for the generation of electric energy. Several materials such as pressurized water, sodium, helium and boron have been considered and studied to form the primary heat transfer circuit for the exchanger. A thorough analysis of these materials is necessary. This research looked at some of these materials for heat transport and power generation. Lithium and helium were found to be the probable materials for conveying heat and cooling in the blanket. The results show that research on blanket materials needs more attention. The quality of these materials needs to be improved by material research, with the ODS EUROFER alloy and other research to reduce material erosion by helium nano bubbles. Plasma quality needs to be improved to keep constant and free of impurities when using lithium in liquid form.

    Palavras-Chave: nuclear power; reactors; thermonuclear reactions; tokamak devices; renewable energy sources; iter tokamak; heating; heat transfer

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  • IPEN-DOC 26347

    MOREIRA, PRISCILA G. ; STEFANIAK, IZABELA ; ROCHA, MARCELO S. . Analysis of the thermal conductivity of the aqueous-based TiO2 nanofluid for nuclear applications. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4515-4524.

    Abstract: This work aims to investigate the thermophysical properties of T iO 2 nanofluids in water base experimentally and also comparing results to the literature. Exis ting studies indicate that nanofluids presents increase in thermal conductivity compared to the base fluid which in this study will be water, thus, can be classified as promising fluids for heat transport applications. As the proposal is to use it in nuclea r applications, the survey of experimen tal measurements was performed before and after irradiation in the IPEN installations to verify the effect of ionizing radiation on the properties of nanofluids. Thermal conductivity , viscosity and some visualization of nanopar ticles in SEM were carried out in order to understand the behavior of radiation influence on nanofluids and it properties.

    Palavras-Chave: heat transfer; ionizing radiations; nanofluids; nanoparticles; radiation effects; scanning electron microscopy; thermal conductivity; titanium oxides; viscosity; water

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  • IPEN-DOC 15178

    OLIVEIRA, HENRIQUE B. de ; BRAZAO, NEI G. ; SCIANI, VALDIR . Analytical solutions for thermal transient profile in solid target irradiated with low energy and high beam current protons. 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: analytical solution; beam currents; cyclone cyclotron; experimental data; gallium 67; heat transfer; isotope production; proton beams; protons; targets; temperature gradients; thallium 201; time dependence; transients

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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 12648

    MACEDO, LUIZ A. . Atuação de um sistema passivo de remoção de calor de emergência de reatores avançados em escoamento bifásico e com alta concentração de não-condensáveis / Performance of a passive emergency heat removal system of advanced reactors in two-phase flow and with high concentration of non-condensables . 2008. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 298 p. Orientador: Benedito Dias Baptista Filho. DOI: 10.11606/T.85.2008.tde-10062008-142241

    Abstract: A pesquisa e o desenvolvimento de sistemas passivos de resfriamento de emergência são necessários para os sistemas termo-nucleares de nova geração. Algumas informações fundamentais sobre a operação desses sistemas requerem a pesquisa de alguns processos relativos à circulação natural, principalmente em condições de escoamento bifásico envolvendo processos de condensação na presença não-condensáveis, pois muitas situações encontradas são novas. A bancada experimental de circulação natural (BCN) foi utilizada para a realização de testes com diversas concentrações de não-condensáveis e níveis de potência. O não-condensável presente no circuito diminui a taxa de transferência de calor para o secundário do trocador de calor, causando baixo desempenho do trocador de calor. A presença de altas concentrações de não-condensáveis no trocador de calor propicia elevadas variações de pressão, decorrentes do processo de condensação abrupto, determinando a inversão da vazão e de fortes vibrações e esforços nas tubulações do circuito. A concentração inicial de não-condensável e a geometria do circuito, na entrada do trocador de calor, determinam o estabelecimento de transitórios com escoamento bifásico. A BCN foi modelada com o código computacional de Análise de Acidentes e Termo-Hidráulica RELAP5/MOD3.3 e, os valores calculados foram comparados com os dados experimentais, apresentando boa concordância para menores concentrações de ar. Os valores calculados para maiores concentrações de não-condensável foram satisfatórios após o circuito ter atingido a temperatura de saturação no aquecedor elétrico.

    Palavras-Chave: reactors; cooling systems; natural convection; thermonuclear reactor cooling systems; two-phase flow; heat transfer

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  • IPEN-DOC 27498

    MORAES, MARCIO R. . Avaliação do desempenho térmico das paredes e níveis de conforto de uma edificação bioclimática em uma região de clima quente e seco / Evaluation of the thermal performance of walls and comfort levels of a bioclimatic dwelling in hot and dry weather . 2020. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 72 p. Orientador: Marcus Paulo Raele. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-05112020-173658

    Abstract: Em regiões de clima quente e seco, como em parte das regiões norte, nordeste e centro-oeste do Brasil, a intensa radiação solar nas edificações aumenta o consumo de energia elétrica com ar condicionado, principalmente em construções com vedações de baixa resistência térmica. Embora no Brasil a matriz energética utilize principalmente fontes renováveis, os impactos da implantação das usinas não são desprezíveis. A arquitetura bioclimática oferece soluções passivas para o conforto térmico nas edificações com baixo investimento, pouca manutenção e boa eficiência térmica. Nesse contexto, uma residência bioclimática foi construída, aplicando diferentes composições de paredes para avaliar suas propriedades térmicas em um cenário real. Este trabalho avaliou as temperaturas internas e externas de cada tipo de composição de parede durante um ano. Outros parâmetros físicos, como umidade relativa, irradiância solar e refletância da tinta também foram medidos e analisados. Os custos e a economia foram calculados em um breve estudo de viabilidade, apontando o isolamento térmico com Poliestireno Expandido (EPS) como uma solução acessível para o problema de calor causado pela luz solar e o consumo de energia elétrica com climatização.

    Palavras-Chave: thermal insulation; temperature control; solar radiation; heat transfer; paints; walls; buildings; ion exchange materials; thermoplastics; polystyrene; organic polymers; architecture; climate models; renewable energy sources; technology utilization; energy consumption; energy efficiency; electricity; regional analysis; performance testing; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 09584

    BALINO, J.L.. Bond Graph formulation of CFD problems with constant piecewise shape functions. International Journal of Heat and Technology, v. 21, n. 1, Special issueSpecial issue, p. 59-66, 2003.

    Palavras-Chave: heat transfer; fluid flow; diagrams; computerized simulation; equations; numerical solution; finite difference method

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  • IPEN-DOC 07632

    BALINO, J.L.. Bond-Graph formulation of CFD problems with constant piecewise shape functions. In: INTERNATIONAL SEMINAR ON RECENT ADVANCES IN FLUID MECHANICS, PHYSICS OF FLUIDS AND ASSOCIATED COMPLEX SYSTEMS, 7th, Oct. 17-19, 2001, Buenos Aires, Argentina. 2001.

    Palavras-Chave: heat transfer; fluid flow; diagrams; computerized simulation; equations; numerical solution; finite difference method

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  • IPEN-DOC 08582

    GANDOLFO RASO, E.F.; LARRETEGUY, A.E.; BALINO, J.L.. Bond-Graph modeling of 1-D compressible flows. In: IEEE INTERNATIONAL CONFERENCE ON SYSTEMS, MAN AND CYBERNETICS, 2nd, Oct. 6-9, 2002, Hammamet, Tunisia. 2002. DOI: 10.1109/ICSMC.2002.1176034

    Palavras-Chave: fluid flow; shock tubes; heat transfer; equations; diagrams; computerized simulation; numerical solution; analytical solution; comparative evaluations

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  • IEA-PUB-528

    KONUK, A.. By-pass flows and temperature distribution in a hot gas duct internally insulated by carbon stone. 1979. 27 p.

    Palavras-Chave: bypasses; ducts; flow models; gas flow; heat transfer; momentum transfer; thermal insulation

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  • IPEN-DOC 09332

    UMBEHAUN, P.E. ; YORIYAZ, H. ; YAMAGUCHI, M. . Calculo de temperatura no silicio irradiado no reator IEA-R1. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 4, n. 2, p. 315-318, 2002.

    Palavras-Chave: silicon; irradiation; heat transfer; monte carlo method; m codes; temperature measurement; temperature distribution; temperature range 0273-0400 k; temperature range 0400-1000 k; thermal hydraulics

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  • IPEN-DOC 08675

    UMBEHAUN, P.E. ; YORIYAZ, H. ; YAMAGUCHI, M. . Calculo de temperatura no silicio irradiado no 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: silicon; irradiation; heat transfer; monte carlo method; m codes; temperature measurement; temperature distribution; temperature range 0273-0400 k; temperature range 0400-1000 k; thermal hydraulics

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  • IPEN-DOC 26394

    SCURO, N.L. ; UMBEHAUN, P.E. ; ANGELO, E.; ANGELO, G. ; ANDRADE, D.A. . A CFD analysis of blockage length on a partially blocked fuel rod. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 7, n. 2B, p. 1-20, 2019. DOI: 10.15392/bjrs.v7i2B.437

    Abstract: After a loss of coolant accident (LOCA), fuel rods may balloon. The swelling can partially block the flow channel, affecting the coolability during reflood phase. In order to analyze the influence of blockage length, using a radial block-age of 90%, varying just the blockage length, many steady state numerical simulations has been done using Ansys-CFX code to verify thermal-hydraulic properties according to different forced cooled conditions. Temperature peaks are observed on cladding, followed by a temperature drop. A 5x5 fuel assembly, with 9 centered ballooned fuel rod, flow redistribution inside channels can also be captured, indicating an overheating zone. Therefore, this study conclude, for the same boundary conditions, the longer the blockage length originated after LOCA events, the higher are the clad temperatures, indicating the possibility of overheat during transient conditions on reflood.

    Palavras-Chave: boundary conditions; computerized simulation; flow blockage; fluid mechanics; fuel rods; heat transfer; loss of coolant; numerical analysis; steady-state conditions; turbulence

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  • IPEN-DOC 24581

    SCURO, N.L. ; ANGELO, G. ; ANGELO, E.; ANDRADE, D.A. . CFD analysis of blockage length on a partially blocked fuel rod. 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. 60-61.

    Abstract: In LOCA accidents, fuel rods may balloon by the increasing of pressure difference between fuel rod and core vessel. With the balloon effect, the swelling can partially block the flow channel, affecting the coolability during reflood phase. In order to analyze the influence of blockage length after LOCA events, many numerical simulations using Ansys-CFX code have been done in steady state condition, characterizing the final phase of reflood. Peaks of temperature are observed in the middle of the fuel rod, followed by a temperature drop. This effect is justified by the increasing of heat transfer coefficient, originated from the high turbulence effects. Therefore, this paper considers a radial blockage of 90%, varying just the blockage length. This study observed that, for the same boundary conditions, the longer the blockage length originated after LOCA events, the higher are the central temperatures in the fuel rod.

    Palavras-Chave: boundary conditions; computerized simulation; flow blockage; fluid mechanics; fuel rods; heat transfer; loss of coolant; numerical analysis; steady-state conditions; turbulence

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  • IPEN-DOC 24030

    SCURO, NIKOLAS L. ; ANGELO, GABRIEL; ANGELO, EDVALDO; ANDRADE, DELVONEI A. de . CFD analysis of blockage length on a partially blocked fuel rod. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Abstract: In LOCA accidents, fuel rods may balloon by the increasing of pressure difference between fuel rod and core vessel. With the balloon effect, the swelling can partially block the flow channel, affecting the coolability during reflood phase. In order to analyze the influence of blockage length after LOCA events, many numerical simulations using Ansys-CFX code have been done in steady state condition, characterizing the final phase of reflood. Peaks of temperature are observed in the middle of the fuel rod, followed by a temperature drop. This effect is justified by the increasing of heat transfer coefficient, originated from the high turbulence effects. Therefore, this paper considers a radial blockage of 90%, varying just the blockage length. This study observed that, for the same boundary conditions, the longer the blockage length originated after LOCA events, the higher are the central temperatures in the fuel rod.

    Palavras-Chave: boundary conditions; computerized simulation; flow blockage; fluid mechanics; fuel rods; heat transfer; loss of coolant; numerical analysis; steady-state conditions; turbulence

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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

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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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