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BERECZKI, A.
; WETTER, NIKLAUS U.
. Adaptive, high-power, dynamically stable ring resonator.
In: ILCHENKO, VLADIMIR S. (Ed.); ARMANI, ANDREA M. (Ed.); SHELDAKOVA, JULIA V. (Ed.) SPIE PHOTONICS WEST; SPIE LASE,
January 22 - February 28, 2022,
San Francisco, CA, USA.
Proceedings...
Bellingham, WA, USA: SPIE,
2022.
p. 1198705-1 - 1198705-6.
(Proceedings SPIE 11987, Laser Resonators, Microresonators, and Beam Control XXIV).
DOI:
10.1117/12.2610220
Abstract:
Dynamically stable resonators have a stationary TEM00 beam waist inside the laser rod (w30), which is minimal
throughout the stability interval and insensitive to changes in pump power. For a given set of resonator parameters
(mirror radii and distances between mirrors and rods), the stability interval parameters, which are the limits of the
stability interval in terms of the rod’s thermally induced focusing length are determined. In linear resonators, these
stability interval parameters cannot be changed independently only by varying resonator distances, and mirrors of
different curvature have to be employed. However, our group showed recently that for a symmetric ring resonator
containing a pair of curved mirrors, the width of stability interval and the stability interval limit at maximum rod’s focal
length can be adjusted continuously and independently only by varying resonator distances once the mirror radius of
curvature has been fixed. In this work we demonstrate a project of an adaptive ring resonator that allows the TEM00 -
mode resonator to be continuously tuned throughout the whole range of pump powers utilizing standard
electromechanics to move the mirrors. Additionally for a given value of pump power, w30 can be varied, thus allowing
different beam qualities to be obtained from the same resonator.
Palavras-Chave: resonators; stability; ring lasers; mirrors; power; pumps
. Adaptive, high-power, dynamically stable ring resonator. In: ILCHENKO, VLADIMIR S. (ed.); ARMANI, ANDREA M. (ed.); SHELDAKOVA, JULIA V. (ed.) SPIE PHOTONICS WEST; SPIE LASE, January 22 - February 28, 2022, San Francisco, CA, USA. Proceedings... Bellingham, WA, USA: SPIE, 2022. p. 1198705-1 - 1198705-6. (Proceedings SPIE 11987, Laser Resonators, Microresonators, and Beam Control XXIV). DOI: 10.1117/12.2610220. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/33061. 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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FAINER, GERSON
; FALOPPA, ALTAIR A.
.
Análise de tensões do suporte "SP-22"
: nova bomba B1B.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Fevereiro,
2022.
(IPEN-CEN-PSE-IEAR1-139-00-RELT-003-00). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos
Abstract:
O objetivo deste relatório técnico é documentar os resultados da:
→ → ANÁLISE ESTRUTURAL DO SUPORTE “SP-22”
que foi instalado, por recomendação do fabricante da bomba, na tubulação do Circuito
Primário do reator IEA-R1 próximo do bocal de sucção da Nova Bomba “B1-B”.
Para a verificação da integridade estrutural do Suporte “SP-22” foi desenvolvido um modelo
de cálculo numérico aplicando-se o seguinte procedimento:
→ - desenvolver desenho do suporte com modelo sólido tridimensional no programa
SolidWorks;
→ - desenvolver, a partir do desenho 3D acima, um modelo numérico, aplicando o
método dos elementos finitos com o programa de computador ANSYS;
→ - realizar um estudo para a seleção de uma malha de elementos finitos adequada;
→ - aplicar as condições de contorno ao modelo de cálculo, simulando o vinculo da
estrutura do suporte com o prédio do reator.
→ - realizar as simulações no programa ANSYS, aplicando as cargas oriundas da análise
de tensões da tubulação ao modelo de cálculo, incluindo as cargas de atrito e peso
próprio;
→ - realizar o pós-processamento no programa ANSYS, para obter a distribuição das
tensões: normal, flexão e cisalhamento.
Os resultados obtidos para o suporte “SP-22” da tubulação do Circuito Primário do Reator
IEA-R1, ver tabela acima, mostram o pleno atendimento aos limites do código ASME B31.1 e
MSS-SP-58, para as tensões: normal, flexão, cisalhamento e combinada.
A rigidez real do suporte “SP-22” foi calculada e atende os critérios, da norma WRC-353 e da
prática de engenharia das usinas nucleares de Angra 1 e Angra 2, para o desacoplamento do
projeto e análise estrutural do suporte de modo independente da tubulação.
Deste modo, está comprovado o projeto e a integridade estrutural do suporte “SP-22” da
tubulação do Circuito Primário do Reator IEA-R1.
Palavras-Chave: pumps; stress analysis; primary coolant circuits; pipes; computer codes
. Análise de tensões do suporte "SP-22" : nova bomba B1B. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Fevereiro, 2022. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-139-00-RELT-003-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/32932. 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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FAINER, GERSON
; FALOPPA, ALTAIR A.
.
Análise de tensões dos bocais da piscina, bombas e equipamentos conectados na tubulação do circuito primário do IEA-R1.
São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, agosto,
2015.
(IPEN-CEN-PSE-IEAR1-131-00 - RELT-002-00). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos
Palavras-Chave: stress analysis; iear-1 reactor; pipes; nozzles; pumps; primary coolant circuits
. Análise de tensões dos bocais da piscina, bombas e equipamentos conectados na tubulação do circuito primário do IEA-R1. São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, agosto, 2015. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-131-00 - RELT-002-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25549. 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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OLIVEIRA, ALEXANDRE R. de
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Análise dos dados de manutenção corretiva e preditiva do conjunto motobomba no circuito primário de refrigeração do Reator IEA-R1
/ Analysis of corrective and predictive maintenance data for the pump set in the primary refrigeration circuit of the IEA-R1 Reactor
.
2020.
Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
110 p.
Orientador: Thadeu das Neves Conti.
DOI:
10.11606/D.85.2020.tde-06112020-123449
Abstract:
Devido a evolução tecnológica as mudanças na manutenção industrial tem recebido um impacto muito grande com as tomadas de decisões durante as intervenções, pois estamos entrando na indústria 4.0. Cada vez mais existe um interesse muito grande das empresas em analisar os dados dos equipamentos para identificar o que chamamos de ponto preditivo, ou seja, o momento certo de parada do equipamento para realizar as atividades de manutenção garantindo a confiabilidade do sistema. O trabalho apresenta a análise dos dados de manutenção corretiva (mecânica) e preditiva (Vibrações mecânicas) dos conjuntos motobomba coletados em 8 anos de trabalho indicando os pontos críticos, consumo de energia e indicadores de classe mundial utilizados nas indústrias que buscam a excelência na manutenção industrial.
Palavras-Chave: iear-1 reactor; research reactors; cooling systems; absorption refrigeration cycle; pumps; vibrational states; failures; lasers; alignment; critical size; reactor maintenance; technology assessment; data analysis; mechanical efficiency; energy conservation; coefficient of performance; cost effectiveness analysis; standardization; decision making; planning; quality assurance; nuclear industry
. Análise dos dados de manutenção corretiva e preditiva do conjunto motobomba no circuito primário de refrigeração do Reator IEA-R1. Orientador: Thadeu das Neves Conti. 2020. 110 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-06112020-123449. Disponível em: http://200.136.52.105/handle/123456789/31712. 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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OLIVEIRA, ALEXANDRE R. de
; CONTI, THADEU das N.
. Análise dos dados de manutenção corretiva e preditiva do conjunto motobomba no circuito primário de refrigeração do reator IEA-R1.
In: SILVA, PAULO S.C. da (Org.); ZAHN, GUILHERME S. (Org.); SOUZA, FRANCISCO de A. (Org.).
Contribuições do reator IEA-R1 para a pesquisa nuclear.
São Paulo, SP: Blucher,
2022.
p. 31-38,
cap. 2.
DOI:
10.5151/9786555501483-02
Abstract:
Os níveis excessivos de vibração e ruído associados às bombas industriais são
uma preocupação cada vez maior − tanto por razões de desempenho quanto pela
conformidade com a legislação existente. Frequentemente, as causas raízes dos
níveis excessivos de vibração e ruído estão relacionadas ao alinhamento deficiente
dos eixos (Figura 1), lubrifica ção inadequada, procedimento de montagem incorreto
e arranjos de rolamentos inadequados ou arrefecimento ineficiente. Seja qual for a causa, altos níveis de vibração aumentam o atrito, o consumo de energia e o
desgaste de componentes, muitas vezes levando a manutenção com custos elevados,
paradas não programadas e falhas prematuras [1]. De acordo com Piotrowski [2],
o principal objetivo do alinhamento é aumentar o tempo de vida operacional das
máquinas rotativas. Para atingir esse objetivo, os componentes de máquinas com
maior probabilidade de falha devem operar bem dentro de seus limites de projeto.
Como as peças com maior probabilidade de falhar são os rolamentos, vedações,
acoplamentos e eixos, a máquina alinhada reduzirá as forças axiais e radiais
excessivas nos mancais para garantir maior vida útil e estabilidade do rotor sob
condições operacionais dinâmicas. O alinhamento reduzirá a possibilidade de
falha do eixo devido a fadiga cíclica, minimizará a quantidade de desgaste nos
componentes do acoplamento, aliviará a quantidade de flexão do eixo e manterá
as folgas internas adequadas do rotor [2].
Palavras-Chave: data analysis; energy consumption; maintenance; mechanical efficiency; mechanical vibrations; primary coolant circuits; pumps
. Análise dos dados de manutenção corretiva e preditiva do conjunto motobomba no circuito primário de refrigeração do reator IEA-R1. In: SILVA, PAULO S.C. da (org.); ZAHN, GUILHERME S. (org.); SOUZA, FRANCISCO de A. (org.). Contribuições do reator IEA-R1 para a pesquisa nuclear. São Paulo, SP: Blucher, 2022. cap. 2. p. 31-38. DOI: 10.5151/9786555501483-02. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/33044. 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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FAINER, GERSON
; FALOPPA, ALTAIR A.
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Avaliação estrutural das tubulações de conexão com a nova bomba B1-B do circuito primário do IEA-R1.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Dezembro,
2021.
(IPEN-CEN-PSE-IEAR1-139-00-RELT-002-00). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos
Abstract:
O objetivo deste relatório técnico é documentar a análise estrutural realizada para se avaliar relevância das modificações da tubulação nas regiões próximas aos bocais da nova bomba que irá substituir a “Bomba B1-B” do Circuito Primário do reator IEA-R1. O processo de aquisição da nova bomba foi realizado mediante licitação pública vencida pela empresa “Acqua Vitae Tecnologia de Bombeamento”, contrato nº 049/19, que engloba a sua instalação em campo.
A instalação da Nova Bomba B1-B no Circuito Primário do reator IEA-R1 consta das seguintes etapas:
√ instalação do conjunto motobomba sobre a estrutura de aço fixada sobre o concreto;
√ conexão da tubulação com o bocal de sucção;
√ √ tubulação conectada ao bocal não foi alterada;
√ √ foi introduzido o suporte SP-22 na válvula CP-VGV-02.
√ conexão da tubulação com o bocal de descarga;
√ √ trecho da tubulação conectada ao bocal da bomba antiga foi retirado;
√ √ foi introduzido um trecho de tubo reto para conectar a tubulação ao bocal.
Foi desenvolvida uma análise de tensões para se verificar o impacto, global e local, das modificações nas tubulações que conectam com os bocais da bomba.
O modelo de cálculo é o modelo da análise de tensões das tubulações do Circuito Primário do reator IEA-R1 da ref. [6], onde foi aplicado o critério de se desenvolver a modelagem da tubulação entre pontos de ancoragem. Deste modo, foram elaborados os seguintes modelos de cálculo:
√ Modelo de Cálculo #1 –
Tubulação entre o bocal de saída do Tanque de Decaimento e o bocal de sucção das bombas (B1A / B1B). Ver figura 5;
√ Modelo de Cálculo #2 –
Tubulação entre a descarga das bombas (B1A / B1B) e o bocal de entrada dos Trocadores de Calor (CBC & IESA). Ver figura 6.
Os resultados das máximas tensões equivalentes obtidos com a simulação numérica dos modelos de cálculo #1 e #2, na “Condição de Projeto” e “Condição de Operação” do Circuito Primário do Reator Nuclear de Pesquisa IEA-R1, atendem os limites prescritos pelo código ASME B31.1.
Palavras-Chave: pumps; primary coolant circuits; reactors; stress analysis
. Avaliação estrutural das tubulações de conexão com a nova bomba B1-B do circuito primário do IEA-R1. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Dezembro, 2021. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-139-00-RELT-002-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/32931. 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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SANTOS, G.A.
; SABUNDJIAN, G.
. Consequencia da operacao das bombas de refrigeracao do reator durante um acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura.
In: 2o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR,
24-29 de abril, 1988,
Rio de Janeiro, RJ.
1988.
p. 3-12.
Palavras-Chave: primary coolant circuits; loss of coolant; pumps
. Consequencia da operacao das bombas de refrigeracao do reator durante um acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura. In: 2o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 24-29 de abril, 1988, Rio de Janeiro, RJ. 1988. p. 3-12. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/14769. 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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SANTOS, G.A.
; SABUNDJIAN, G.
.
Consequencia da operacao das bombas de refrigeracao do reator durante um acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura.
1991.
15 p.
Palavras-Chave: angra-1 reactor; reactor accidents; simulation; pumps; loss of coolant; reactor cooling systems
. Consequencia da operacao das bombas de refrigeracao do reator durante um acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura. 1991. 15 p. (.IPEN-PUB-344 ). Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/24659. 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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SANTOS, GILBERTO A. dos
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Curvas homologas monofasicas e bifasicas para bombas de refrigeracao de reatores nucleares a agua leve pressurizada.
1990.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
Sao Paulo.
143 p.
Orientador: Roberto Longo Freitas.
Palavras-Chave: lwbr type reactors; coolants; mathematical models; loss of coolant; pumps
. Curvas homologas monofasicas e bifasicas para bombas de refrigeracao de reatores nucleares a agua leve pressurizada. Orientador: Roberto Longo Freitas. 1990. 143 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10232. 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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WETTER, NIKLAUS U.
; LOPEZ, MARCIO A.P.A.. Highly efficient, diode-side-pumped Nd:YLF laser emitting in fundamental mode at 1313 nm, based on the double-beam-mode-controlling (DBMC) technique.
In: SPIE - OPTICS OPTOELECTRONICS,
April 15-18, 2013,
Prague, Czech Republic.
Abstract...
Society of Photho-optical Instrumentation Engineers,
2013.
p. 144.
(SPIE Proceedings Series, 8780).
Palavras-Chave: diode-pumped solid state lasers; neodymium lasers; fractures; crystals; pumps; lasers; beams
. Highly efficient, diode-side-pumped Nd:YLF laser emitting in fundamental mode at 1313 nm, based on the double-beam-mode-controlling (DBMC) technique. In: SPIE - OPTICS OPTOELECTRONICS, April 15-18, 2013, Prague, Czech Republic. Abstract... Society of Photho-optical Instrumentation Engineers, 2013. p. 144. (SPIE Proceedings Series, 8780). Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/20309. 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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FALOPPA, A.A.
; FAINER, G.
; FIGUEIREDO, CAROLINA D.R.
; CARVALHO, D.S.M.
; MATTAR NETO, M.
. IEAR1 renewed primary system pump B1B nozzles stress analysis.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
November 29 - December 2, 2021,
Online.
Proceedings...
Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2021.
Palavras-Chave: finite element method; stress analysis; nozzles; primary coolant circuits; pumps; iear-1 reactor
. IEAR1 renewed primary system pump B1B nozzles stress analysis. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, November 29 - December 2, 2021, Online. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2021. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/32483. 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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LEITE, A.V.
; BENEVENUTTI, E.L.
; MACIEL, G.F.
; MARTINS, M.O.
; YOVANOVICH, M.
; CARVALHO, M.R.
; SANTOS, E.N.B.
. Manutencao corretiva nas bombas do circuito primario do 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: iear-1 reactor; primary coolant circuits; pumps; maintenance
. Manutencao corretiva nas bombas do circuito primario do 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/123456789/16978. 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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BENEVENUTI, ERION de L.
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Metodologia para monitoracao e diagnostico de vibracao das bombas moto-operadas do circuito primario de refrigeracao do Reator IEA-R1.
2004.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
Sao Paulo.
220 p.
Orientador: Daniel Kao Sun Ting.
Palavras-Chave: iear-1 reactor; primary coolant circuits; motors; pumps; mechanical vibrations; monitoring; reactor instrumentation; reactor monitoring systems
. Metodologia para monitoracao e diagnostico de vibracao das bombas moto-operadas do circuito primario de refrigeracao do Reator IEA-R1. Orientador: Daniel Kao Sun Ting. 2004. 220 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11154. 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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LOUREIRO, L.V.; BARROSO, A.C.O.
. Modelo dinamico de bomba centrifuga para utilizacao em tempo real.
In: 2o. ENCONTRO NACIONAL DE CIENCIAS TERMICAS,
6-8 de dezembro, 1988,
Aguas de Lindoia, SP.
1988.
Palavras-Chave: pumps; centrifuges; simulation
. Modelo dinamico de bomba centrifuga para utilizacao em tempo real. In: 2o. ENCONTRO NACIONAL DE CIENCIAS TERMICAS, 6-8 de dezembro, 1988, Aguas de Lindoia, SP. 1988. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/12972. 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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CASTRO, A.J.A.
; TING, D.K.S.
; FERREIRA, W.R.. Monitoracao de vibracoes nas linhas de recirculacao das bombas de alimentacao do gerador de vapor da usina nuclear de Angra 1.
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: angra-1 reactor; reactor maintenance; steam generators; feedwater; mechanical vibrations; monitoring; pumps; valves
. Monitoracao de vibracoes nas linhas de recirculacao das bombas de alimentacao do gerador de vapor da usina nuclear de Angra 1. 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/123456789/16974. 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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BENEVENUTI, E.L.
; TING, D.K.S.
. Safety of research reactor: The IEA-R1 rotating equipment continuous vibration monitoring system.
In: GESTION DE ENVEJECIMIENTO DE REACTORES DE INVESTIGACION,
25-29 nov, 2002,
Lima, Peru.
Proceedings...
2002.
Palavras-Chave: iear-1 reactor; monitoring; mechanical vibrations; pumps; primary coolant circuits; reactor cooling systems
. Safety of research reactor: The IEA-R1 rotating equipment continuous vibration monitoring system. In: GESTION DE ENVEJECIMIENTO DE REACTORES DE INVESTIGACION, 25-29 nov, 2002, Lima, Peru. Proceedings... 2002. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/15400. 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.
; SABUNDJIAN, G.
; MADEIRA, A.A.; PEREIRA, L.C.M.; BORGES, R.C.; AZEVEDO, C.V.G.; PALMIERI, E.T.; LAPA, N.S.. Simulacao do acidente postulado de parada das bombas do circuito primario de Angra 2 com o codigo RELAP5/MOD3.2.
In: REGIONAL CONGRESS ON RADIATION PROTECTION AND SAFETY, 5th, REGIONAL IRPA CONGRESS,
Apr. 29 - May 4, 2001,
Recife, PE.
Proceedings...
Recife: SBPR, 2001,
2001.
Palavras-Chave: reactor accidents; computerized simulation; r codes; reactor cooling systems; angra-2 reactor; primary coolant circuits; pumps; safety analysis; thermal hydraulics; transients
. Simulacao do acidente postulado de parada das bombas do circuito primario de Angra 2 com o codigo RELAP5/MOD3.2. In: REGIONAL CONGRESS ON RADIATION PROTECTION AND SAFETY, 5th, REGIONAL IRPA CONGRESS, Apr. 29 - May 4, 2001, Recife, PE. Proceedings... Recife: SBPR, 2001, 2001. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/15225. 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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BORGES, R.C.; FREITAS, R.L.
. Simulacao do teste de parada de bomba no CEA com o codigo RELAP 4/MOD 5.
In: 2o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR,
24-29 de abril, 1988,
Rio de Janeiro, RJ.
1988.
p. 405-414.
Palavras-Chave: pumps; computerized simulation; power losses; reactor cooling systems; reactor shutdown
. Simulacao do teste de parada de bomba no CEA com o codigo RELAP 4/MOD 5. In: 2o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 24-29 de abril, 1988, Rio de Janeiro, RJ. 1988. p. 405-414. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/12993. 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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BORGES, R.C.; FREITAS, R.L.
.
Simulacao do teste de parada de bomba no CEA com o codigo RELAP 4/MOD 5.
1988.
10 p.
Palavras-Chave: computerized simulation; energy losses; r codes; pumps; transients
. Simulacao do teste de parada de bomba no CEA com o codigo RELAP 4/MOD 5. 1988. 10 p. (.IPEN-PUB-171 ). Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25100. 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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FAINER, GERSON
; FALOPPA, ALTAIR A.
; OLIVEIRA, CARLOS A. de
; MATTAR NETO, MIGUEL
. Structural evaluation of IEA-R1 primary system pump nozzles.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
October 22-27, 2017,
Belo Horizonte, MG.
Proceedings...
Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2017.
Abstract:
The IEA-R1 pumps of the primary coolant system may be required to withstand design and operational conditions.
IEA-R1 nuclear research reactor is an open pool type reactor operated by IPEN since 1957. The reactor can be operated up to 5MW heating power since it was upgraded in a modernization program conducted by IPEN.
The primary coolant system is composed by the piping system, decay tank, two heat pumps and two heat exchangers. In the latest arrangement upgrade of the primary system, conducted in 2014 as part of an aging management program, a partial replacement of the coolant piping and total replacement of piping and pump supports were done. As consequence, reviewed loads in the pump nozzles were obtained demanding a new evaluation of them.
The aim of this report is to present the structural evaluation of the pump nozzles, considering the new loads coming from the new piping layout, according to: API 610 code verification, Supplier loads and structural analysis applying finite element method, by using the ANSYS computer program, regarding ASME VIII Div 1 & 2 recommendations.
Palavras-Chave: finite element method; loading; mechanical properties; nozzles; physical properties; primary coolant circuits; pumps; stress analysis
. Structural evaluation of IEA-R1 primary system pump nozzles. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28203. 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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Exemplo:
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Autor: Maprelian
Título: loss of coolant
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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.
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.