Navegação por assunto "power reactors"

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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 00972

    CASADEI, ALBERTO L. . Analise termica do combustivel de um reator de potencia. 1970. Dissertacao (Mestrado) - Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP, Sao Paulo. 63 p. Orientador: M John Robinson.

    Palavras-Chave: fuels; power reactors; thermal conductivity

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  • IPEN-DOC 27284

    SILVA, ANDRE L.C. da . Análise e comparação de programas computacionais para análise do desempenho sob irradiação de placas de combustível de urânio-molibdênio e varetas cilíndricas de dióxido de urânio em reatores a água leve pressurizada / Analysis and comparison of computer programs to analyze the irradiation performance of uranium molybdenum monolithic fuel plates and uranium dioxide cylindrical fuel rods in power reactors . 2020. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 106 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-11092020-163914

    Abstract: O objetivo deste trabalho é apresentar uma análise comparativa em termos do desempenho sob irradiação de varetas de combustível cilíndricas de dióxido de urânio e placas de combustível monolíticas de urânio molibdênio em reatores à água leve pressurizada. Para analisar o desempenho das placas de combustível monolíticas de urânio molibdênio quando submetidas a condições operacionais de estado estacionário em reatores de água leve pressurizada foi utilizado o programa de computador PADPLAC-UMo, que realiza análises térmicas e mecânicas do combustível levando em consideração os efeitos físicos, químicos e de irradiação a que esse combustível está submetido. Para a análise das varetas cilíndricas de dióxido de urânio foi utilizado o código FRAPCON, que é uma ferramenta analítica que verifica o comportamento sob irradiação de uma vareta de combustível de reatores à água leve pressurizada, quando as variações de potência e as condições de contorno são suficientemente lentas para que o termo regime permanente seja aplicado. A análise para um reator nuclear de pequeno porte, apesar da maior densidade de potência aplicada na placa de combustível em relação à vareta de combustível, mostrou que as placas de combustíveis apresentam menores temperaturas e menores liberações de gases ao longo do histórico de potência analisado, proporcionando a utilização de um núcleo mais compacto sem ultrapassar os limites de projeto impostos ao combustível nuclear.

    Palavras-Chave: nuclear fuels; uranium dioxide; fuel rods; uranium-molybdenum fuels; fuel plates; power reactors; small modular reactors; design; reactor maintenance; performance testing; computer codes; programming; computerized simulation

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  • IPEN-DOC 02956

    SARKIS, J.E.S. ; RODRIGUES, C. . Aplicacao de tecnica de correlacao isotopica na determinacao da concentracao dos nuclideos 241Am e 243Am em combustiveis nucleares irradiados. In: 6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 27 de outubro - 1 de novembro, 1996, Rio de Janeiro, RJ. 1996.

    Palavras-Chave: americium 241; americium 243; isotopes; correlations; irradiation; nuclear fuels; power reactors; isotope dilution; mass spectroscopy

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  • IPEN-DOC 12431

    SABUNDJIAN, GAIANE . Aplicação do método da expansão em funções hierárquicas na solução das equações de Navier-stokes para fluidos incompressíveis. 1999. Tese (Doutoramento) - Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP, Sao Paulo. 146 p. Orientador: Eduardo Lobo Lustosa Cabral.

    Palavras-Chave: fluid flow; hydraulics; incompressible flow; navier-stokes equations; power reactors; progress report; reactor cooling systems; reactor technology; thermal analysis

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  • IPEN-DOC 11247

    ANDRZEJEWSKI, CLAUDIO S. . Avaliação de alternativas de combustível tipo placa para reatores de pequeno porte. 2005. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 86 p. Orientador: Joao Manoel Losada Moreira.

    Palavras-Chave: fuel plates; configuration; reactor safety; performance; research reactors; power reactors

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  • IPEN-DOC 25664

    SERRA, PEDRO L.S. . Cálculo da fração de vazio em escoamentos bifásicos (gás/líquido) a partir da identificação de bolhas em imagens digitais / Two-phase flow void fraction estimation based on bubble segmentation and dimensioning using neural nets and modified randomized hough transform . 2017. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 194 p. Orientador: Roberto Navarro de Mesquita. DOI: 10.11606/T.85.2019.tde-16082017-093919

    Abstract: A Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA - "International Atomic Energy Agency") vem incentivando o desenvolvimento de sistemas passivos de refrigeração em plantas nucleares visando a simplificação e o incremento da confiabilidade em funções essenciais de segurança nos projetos de uma próxima geração de reatores nucleares refrigerados a água. O principal fundamento desses sistemas é o emprego da circulação natural como sistema de segurança aplicável em operações de desligamento do reator para manutenção ou na ocorrência de acidentes. A circulação natural é um fenômeno que surge em virtude do gradiente de temperatura em pontos diferentes do circuito de refrigeração. Em condições extremas de estabilidade têm-se o estabelecimento do escoamento bifásico gás/líquido podendo configurar-se segundo diferentes regimes. A fração de vazio é reconhecida como um dos parâmetros chave na predição da ocorrência de instabilidades do escoamento bifásico. Apresenta-se neste trabalho uma inovadora metodologia para estimativa da fração de vazio a partir de imagens digitais capturadas diretamente de circuitos experimentais que geram o escoamento bifásico. O método é baseado na aquisição de imagens, com controle da profundidade de campo, de uma seção do Circuito de Circulação Natural (CCN) presente no IPEN/CNEN-SP. A imagem é segmentada com base na inferência fuzzy de diferentes parâmetros de segmentação e ajustada ao foco utilizado na sua aquisição. Ela é varrida de um modo inédito e iterativo, utilizando máscaras de diferentes tamanhos integrando um conjunto de redes neurais com a Transformada Randomizada de Hough. Cada diferente tamanho de máscara é escolhido de acordo com os tamanhos das bolhas que são os objetos de interesse. O volume da bolha é estimado baseado em sua projeção plana capturada nas imagens digitais. O cálculo da fração de vazio considera o volume da seção geométrica do escoamento no tubo de vidro cilíndrico e a profundidade de campo utilizada e nos parâmetros geométricos inferidos para cada bolha detectada. Os resultados mostraram que a integração entre o conjunto de redes neurais e a Transformada Randomizada de Hough aumentaram a robustez das estimativas do sistema.

    Palavras-Chave: flying spot digitizers; cathode ray tube digitizers; data visualization; image processing; image scanners; digital systems; two-phase flow; fluid flow; steam; gasers; natural convection; void fraction; gravimetry; power reactors; nuclear power plants

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  • IPEN-DOC 19999

    MENZEL, FRANCINE . Cálculo de custo ambiental das usinas nucleares de Angra 1,2 e 3 utilizando o programa SIMPACTS / Calculating environmental cost of nuclear power plants Angra 1, 2 and 3 using the SIMPACTS program . 2014. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 132 p. Orientador: Linda Viola Ehlin Caldas. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-24032014-162345

    Abstract: Cálculo de custo ambiental é um conceito que surgiu a partir da crescente atenção dada às questões ambientais. Um impacto ambiental, convertido em termos econômicos, é um custo ambiental. Para esse cálculo, são utilizados programas computacionais, como o Simplified Approach of Estimating Impacts of Electricity Generation (SIMPACTS), que é um código que estima e quantifica os custos dos danos ambientais e danos à saúde ocasionados por diferentes tecnologias de geração de eletricidade. O objetivo desse trabalho é realizar o cálculo de custo ambiental das usinas nucleares de Angra 1, 2 e 3. Os resultados foram comparados com os dados do reator de Balakovo, da hidrelétrica Serra da Mesa e de uma usina a carvão genérica na França, contidos no próprio programa. O SIMPACTS possui três módulos: AIRPACTS, para quantificar os impactos e custos dos danos causados pelas emissões atmosféricas; NUKPACTS, para avaliar as doses coletivas e os efeitos na saúde latentes da operação de rotina de instalações nucleares e usinas a carvão; HYDROPACTS, para calcular os custos dos danos das barragens de hidrelétricas decorrentes da reinstalação de pessoas em virtude de inundações e perda de uso da terra. Nesse trabalho, foram utilizados os módulos NUKPACTS e HYDROPACTS para a realização dos cálculos. Os resultados indicam que um reator nuclear, quando comparado a uma hidrelétrica e termoelétrica de potência similar, causa menores impactos associados e, portanto, um menor custo ambiental. Por essa razão, do ponto de vista dos seus impactos ambientais, os reatores nucleares se tornam uma fonte de geração de energia atrativa.

    Palavras-Chave: brazil; nuclear power plants; environmental impacts; cost; s codes; power reactors; nuclear energy; environmental protection; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 24901

    BITELLI, ULYSSES D. . Comissionamento: Calibração da potência do reator IPEN/MB-01 pela Técnica de Análise de Ruído Neutrônico. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Junho, 2018. (IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-085-00). Restrito.

    Título do projeto: RMB

    Abstract: Este relatório apresenta procedimentos para calibração da potência do reator IPEN/MB-01 tipo placa pela Técnica de análise do ruído neutrônico [1,2,3].

    Palavras-Chave: commissioning; reactivity; reactor noise; calibration; power reactors; ipen-mb-1 reactor; fuel elements; prompt neutrons

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  • IPEN-DOC 27847

    SILVA, A.L.C.; SILVA, A.T. . Comparison of computer programs to analyze the irradiation performance of U-Mo monolithic fuel plates and UO2 cylindrical fuel rods in power reactors. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 9, n. 1, p. 1-17, 2021. DOI: 10.15392/bjrs.v9i1.1604

    Abstract: The aim of this work is to present a comparative analysis in terms of the irradiation performance of cylindrical uranium dioxide fuel rods and monolithic uranium molybdenum fuel plates in pressurized light water reactors. To analyze the irradiation performance of monolithic uranium molybdenum fuel plates when subjected to steady state operating conditions in light water pressurized reactors, the computer program PADPLAC-UMo was used, which performs thermal and mechanical analysis of the fuel taking into account the physical , chemicals and irradiation effects to which this fuel is subjected. For the analysis of the uranium dioxide fuel rods, the code FRAPCON was used, which is an analytical tool that verifies the irradiation performance of fuel rods of pressurized light water reactor, when the power variations and the boundary conditions are slow enough for the term permanent regime to be applied. The analysis for a small nuclear power reactor, despite the higher power density applied to the fuel plate in relation to the fuel rod, showed that the fuel plates have lower temperatures and lower fission gas releases throughout the analyzed power history, allowing the use of a more compact reactor core without exceeding the design limits imposed on nuclear fuel.

    Palavras-Chave: computer codes; computerized simulation; molybdenum; nuclear fuels; performance; power reactors; uranium

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  • IPEN-DOC 03605

    STROHL, C.E.; SOARES, A.J. . Desenvolvimento de um conjunto eletronico para medida de reatividade e analise de ruido de reatores. In: 6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 27 de outubro - 1 de novembro, 1996, Rio de Janeiro, RJ. 1996.

    Palavras-Chave: power reactors; reactor noise; neutron detectors; reactivity meters; criticality; electronic equipment; electrometers; personal computers; signals

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  • IPEN-DOC 24893

    SANTOS, DIOGO F. dos . Distribuição do fluxo de nêutrons e densidade de potência do reator IPEN/MB-01 tipo placa. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Julho, 2018. (IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-014-01). Restrito.

    Título do projeto: RMB

    Abstract: Neste relatório apresentam-se os métodos de cálculo para obtenção do fluxo de nêutrons em meshes modelados com o código de Monte Carlo (APÊNDICE I). Foram obtidos o fluxo de nêutrons em 4 grupos de energia e a densidade de potência normalizados pela potência máxima de 100 W do reator IPEN/MB-01 tipo placa. A revisão deste relatório visou o acréscimo de valores de fluxos em quatro grupos de energia em regiões do núcleo do reator onde continham alumínio, combustível e nas barras de controle para serem utilizados como dados de entrada em cálculos de ativação e de taxa de dose.

    Palavras-Chave: neutron flux; power density; power reactors; fuel plates; ipen-mb-1 reactor; calculation methods

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  • IPEN-DOC 25873

    ESCANHOELA, CORDELIA M.F.; SABUNDJIAN, GAIANE ; LIMA, ANA C. de S. . Educação ambiental e sustentabilidade: um reator nuclear inovador para o Brasil. Revista Mais Educação, v. 2, n. 2, p. 220-229, 2019.

    Abstract: Este trabalho apresenta um estudo sobre a implementação do reator inovador System - Integrated Modular Advanced Reactor (SMART) no Brasil. Desenvolvido pelo Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) e com potência elétrica de 100MWe, esse reator pode atender a uma demanda de cerca de 100.000 habitantes. A escolha deste reator nuclear inovador está alicerçada, primeiramente, na análise do cenário energético nacional, no qual é demonstrada tanto a necessidade da expansão energética no Brasil quanto na imprescindível escolha de fontes alternativas de energia de maneira a atender as exigências de sustentabilidade e atenuação dos impactos ambientais. Dentro do contexto de complementariedade da matriz energética nacional associada à descentralização da geração de energia elétrica; o projeto envolvendo um reator nuclear pequeno e modular do tipo Power Water Reactor (PWR) prova ser uma escolha assertiva inclusive do ponto de vista econômico, já comprovado por meio de métodos econômicofinanceiros e ainda, pelo aproveitamento da expertise existente no país.

    Palavras-Chave: environment; sustainability; education; reactors; kaeri; power reactors; pwr type reactors; brazil; implementation; feasibility studies; economic impact; construction

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  • IEA-PUB-186

    HEHL, W.S.C. . Evolucao do combustivel. Um programa para calculo de um reticulado de uranio natural e agua pesada e para o calculo da producao de plutonio. 1969. 40 p.

    Palavras-Chave: burnup; computers; fortran; nuclear fuels; phwr type reactors; power reactors; programming

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  • IPEN-DOC 16872

    GIOVEDI, CLAUDIA; GOMES, DANIEL S. ; ABE, ALFREDO Y. ; HIROTA, LEANDRO T.; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO . Fuel performance evaluation for the cafe experimental device. 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: cladding; cylindrical configuration; fuel cans; fuel rods; power reactors; pwr type reactors; uranium; uranium dioxide

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  • IPEN-DOC 11268

    IERARDI, MARIA C.F. . Maximizacao da potencia de um reator tipo placa refletido com dupla criticalidade em funcao da posicao da interface cerne refletor. 1980. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, 90 p. Orientador: Wilma Sonia Hehl de Sylos Cintra.

    Palavras-Chave: control systems; reactor control systems; power reactors

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  • IPEN-DOC 06742

    RUBIN, G.A. ; MONTEIRO, P.R.B. ; MASOTTI, P.H.F. . Modificacao do sistema de protecao do reator IEA-R1m para operacao a 5MW. In: 7o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 31 de agosto - 3 de setembro, 1999, Belo Horizonte, MG. 1999.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; power reactors; reactor protection systems; radioisotopes; radiopharmaceuticals; security

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  • IEA-PUB-142

    AMARAL, R.; BODEA, E.; HEHL, W.S.C. ; ROCHA, R.O.B.; TOLEDO, P.S.. Nuclear power stations of natural or enriched uranium comparison of the expenditures in foreign currency under Brazilian conditions. 1967. 42 p.

    Palavras-Chave: brazil; bwr type reactors; candu type reactors; cost; economics; efficiency; gas cooled reactors; graphite moderated reactors; heavy water cooled reactors; heavy water moderated reactors; magnox type reactors; nuclear power; nuclear power plants; power reactors; south america; water cooled reactors

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  • IPEN-DOC 13962

    MATTAR NETO, MIGUEL ; MIRANDA, CARLOS A. de J. . Participation of research institutes in Angra's PLiM. In: WORKSHOP ON OPTIMIZATION OF SERVICE LIFE OF OPERATING NUCLEAR POWER PLANT, May 14-17, 2007, Angra dos Reis, RJ. Proceedings... 2007. p. 1-27.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; power reactors; steam generators; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 01572

    MOREIRA, J.M.L. ; FERREIRA, P.S.B. ; PONTES, E.W. ; MAIORINO, J.R. ; SOARES, A.J. . Performance of a digital reactivity meter (009-NC/1-IPEN) in initial test programs for research and power reactor. In: 10o. INTERNATIONAL MEETING ON REDUCED ENRICHMENT FOR RESEARCH AND TEST REACTORS, September 28-October 1, 1987, Buenos Aires, Argentina. 1987. p. 275-285.

    Palavras-Chave: reactivity meters; research reactors; power reactors; performance

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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

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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.

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.

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