Navegação por assunto "safety margins"

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  • IPEN-DOC 26854

    GOMES, D.S. ; ABE, A. ; SILVA, A.T. ; MUNIZ, R.O.R. ; GIOVEDI, C.; MARTINS, M.R.. Assessment of high conductivity ceramic fuel concept under normal and accident conditions. In: TECHNICAL MEETING ON MODELLING OF FUEL BEHAVIOUR IN DESIGN BASIS ACCIDENTS AND DESIGN EXTENSION CONDITIONS, May 13-16, 2019, Shenzhen, China. Proceedings... Vienna, Austria: International Atomic Energy Agency, 2020. p. 95-101. (IAEA-TECDOC-1913).

    Abstract: After the Fukushima Daiichi accident, the high conductivity ceramic concept fuel has been revisited. The thermal conductivity of uranium dioxide used as nuclear fuel is relatively low, as consequence fuel pellet centerline reaches high temperatures, high fission gas release rate, increase of fuel rod internal pressure reducing the safety thermal margin. Several investigations had been conducted in framework of ATF (Accident Tolerant Fuel) using different additives in ceramic fuel (UO2) in order to enhance thermal conductivity in uranium dioxide pellets. The increase of the thermal conductivity of fuel can reduce the pellet centerline temperature, consequently less fission gas releasing rate and the low risk of fuel melting, hence improving significantly fuel performance under accident conditions. The beryllium oxide (BeO) has high conductivity among other ceramics and is quite compatible with UO2up to 2200°C, at which temperature it forms a eutectic. Moreover, it is compatible with zircaloy cladding, does not react with water, has a good neutronic characteristics (low neutron absorption cross-section, neutron moderation). This work presents a preliminary assessment of high conductivity ceramic concept fuel considering UO2-BeO mixed oxide fuel containing 10 wt% of BeO. The FRAPCON and FRAPTRAN fuel performance codes were conveniently adapted to support the evaluation of UO2-BeO mixed oxide fuel. The thermal and mechanical properties were modified in the codes for a proper and representative simulation of the fuel performance. Theobtainedpreliminary results show lower fuel centerline temperatureswhen compared to standard UO2 fuel, consequently promoting enhancement of safety margins during the operational condition and under LOCA accident scenario.

    Palavras-Chave: accident-tolerant nuclear fuels; beryllium oxides; uranium dioxide; zircaloy; ceramics; cladding; cross sections; eutectics; fission product release; fission products; fuel cans; fuel pellets; fuel rods; fukushima daiichi nuclear power station; loss of coolant; mechanical properties; melting; mixed oxide fuels; performance; safety margins; simulation; thermal conductivity

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  • IPEN-DOC 23346

    CUNHA, RAQUEL D.S. da . A comunicação dos riscos na preparação para emergências nucleares: um estudo de caso em Angra dos Reis, Rio de Janeiro / Risk communication in preparation for nuclear emergencies: a case study in Angra dos Reis, Rio de Janeiro . 2017. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 135 p. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. DOI: 10.11606/T.85.2017.tde-06092017-085924

    Abstract: O gerenciamento de riscos em uma instalação nuclear é necessário para a segurança de trabalhadores e de populações vizinhas. Parte desse processo é a comunicação dos riscos que propicia o diálogo entre gestores da empresa e moradores das áreas de risco. A população que conhece os riscos a que está exposta, como esses riscos são gerenciados e o que deve ser feito em uma situação de emergência tende a se sentir mais segura e a confiar nas instituições responsáveis pelo plano de emergência. Sem diálogo entre empresa e público, o conhecimento dos procedimentos a serem seguidos em caso de acidente não chega à população, ou quando chega, não há confiança dessas pessoas na sua eficácia. Em Angra dos Reis, no litoral sul do Estado do Rio de Janeiro, está a Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto. No entorno dessa Central Nuclear existe uma população que, de acordo com o Plano de Emergência Externo (PEE/RJ), deverá ser evacuada ou ficar abrigada, caso ocorra um acidente na instalação. Um trabalho de comunicação de riscos entre esses moradores é necessário para que eles conheçam o plano de emergência e os procedimentos corretos para uma situação de emergência, além de buscar esclarecer dúvidas e mitos. Esse trabalho apresenta uma análise da comunicação dos riscos feita para a população local, a percepção que ela tem dos riscos e o grau de conhecimento do plano de emergência externo por parte dessas pessoas.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; risk assessment; probabilistic estimation; safety analysis; safety margins; seismicity; communications; human factors; shielding; human populations; working conditions; personnel; emergency plans; source terms; mto model; reliability; alara; optimization; radiation hazards; radiation protection; licensing regulations

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  • IPEN-DOC 27351

    KLUMPP, RAFAEL E. . Desenvolvimento de tratamento por tecnologia limpa para a superfície da liga AA2024 com clad AA1230 / Development of clean technology treatments for AA2024-T3 alloy surface with AA1230 clad. 2020 . 2020. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo, SP. 156 p. Orientador: Isolda Costa. DOI: 10.11606/T.85.2020.tde-24092020-154830

    Abstract: Há grande interesse na busca por tratamentos de superfície por tecnologia limpa para substituição dos tratamentos que geram rejeitos altamente tóxicos, mutagênicos e carcinogênicos, como é o caso dos tratamentos em meios contendo íons de cromo hexavalente para proteção contra a corrosão de ligas de alumínio. Neste trabalho, foram testados vários tratamentos para a superfície da liga AA2024-T3 Clad visando a resistência à corrosão para substituição dos tratamentos que utilizam cromo hexavalente, alguns realizados em várias etapas, e outros em etapa única. As superfícies da liga AA2024-T3 Clad, após tratamentos selecionados com base em resultados do ensaio de névoa salina (ASTM B117), foram caracterizadas química, morfológica e eletroquimicamente. O efeito dos tratamentos testados na resistência à corrosão da liga AA2024-T3 Clad foi estudado. A composição química da superfície após tratamentos foi investigada por espectroscopia de fotoelétrons excitados por raios-X (XPS); a morfologia por microscopia eletrônica de varredura (MEV) e microscopia de força atômica (AFM), e a resistência à corrosão por técnicas eletroquímicas globais, especificamente espectroscopia de impedância eletroquímica (EIE) e curvas de polarização anódica, e técnicas eletroquímicas locais, tais como, a técnica de varredura do eletrodo vibratório (SVET).A resistência à corrosão foi também avaliada pelo ensaio acelerado de névoa salina (ASTM B117). As superfícies após tratamentos foram caracterizadas quanto a tensão superficial e adesão à uma camada de verniz. Dos resultados obtidos foi proposto um tratamento de etapa única baseado em um híbrido Sol-Gel modificado com nitrato de cério, processo que não gera resíduos tóxicos. Os resultados deste tratamento foram comparados com os da mesma liga com revestimento de conversão obtido em solução contendo íons de cromo hexavalente. A resistência à corrosão da superfície com o tratamento selecionado entre os testados foi similar ao do tratamento de conversão em solução com cromo hexavalente. Além disso, a superfície com o tratamento proposto apresentou ótima adesão à camada de verniz. Os resultados indicaram que o tratamento proposto é uma alternativa viável para substituição de tratamentos que geram resíduos tóxicos e cancerígenos, com a vantagem em relação aos tratamentos que vêm sendo propostos na literatura de ser obtido em um processo de etapa única.

    Palavras-Chave: surface treatments; surface coating; surface ionization; cladding; varnishes; aluminium alloys; corrosion protection; corrosion resistance; performance testing; mode conversion; environmental protection; health hazards; insurance; safety margins; chromium oxides; dichromates; salts; cerium nitrides; sol-gel process; hydride moderators; x-ray photoelectron spectroscopy; scanning electron microscopy; atomic force microscopy; electrochemical cells; impedance; probes; scanning tunneling microscopy; electrodes; signal conditioners

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  • IPEN-DOC 27298

    SANTOS, RAPHAEL A.V. dos . Gestão da informação em situações de crise : reflexões sobre a comunicação com o público no contexto da sociedade em rede / Information management in crisis situations: reflections on communication with the public in the contexto of network society . 2020. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 247 p. Orientador: Jorge Eduardo de Souza Sarkis. Coorientador: Delvonei Alves de Andrade. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-07102020-083114

    Abstract: A disseminação da informação ganhou novas dinâmicas com o estabelecimento da sociedade em rede, que constrói suas relações ao redor das redes digitais. Essas mudanças na maneira de gerar e consumir dados trouxeram novos desafios no contexto da gestão da informação, especialmente em situações de crise. Nesse trabalho será realizada uma análise crítica da gestão da informação e da comunicação com o público em situações de crise, através do método de estudo de caso. Também será analisado como têm sido desenvolvidos os processos de gestão da informação nesses casos a partir de protocolos como o da Agência Internacional de Energia Atômica, da ética no processo de disseminação seletiva da informação e de manutenção do poder relacionando os conceitos de Maquiavel e Castells, além das impressões de profissionais da comunicação obtidas em entrevistas presenciais. A maioria denota falhas de planejamento e de doutrinas de resposta coordenada à uma situação de crise, mediante o emprego inadequado de um elemento básico da manutenção do poder na sociedade em rede: a comunicação. Encará-la como ativo estratégico é fator fundamental para alcançar resultados positivos no contexto da gestão da informação em situações de crise. O estabelecimento de comitês permanentes nas instituições, a promoção de situações simuladas, a confecção de manuais orientadores que sejam revistos à luz dos resultados empíricos e de análise da sociedade, a nomeação de um porta-voz oficial e uma comunicação proativa, que aproxime a entidade da sociedade, são recomendações conclusivas desse trabalho.

    Palavras-Chave: resource management; nuclear data collections; risk assessment; safety analysis; safety margins; safety culture; human factors; quality assurance; safety engineering; information systems; data processing; data transmission systems; information theory; man-machine systems; computerized control systems; communications

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  • IPEN-DOC 11669

    SOUZA, ROSE M.G. do P.; MOREIRA, JOAO M.L.. Neural network correlation for power peak factor estimation. Annals of Nuclear Energy, v. 33, p. p. 594-608, 2006.

    Palavras-Chave: accuracy; control elements; correlations; distribution; errors; ipen-mb-1 reactor; neural networks; power density; reactor protection systems; safety margins; signals

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  • IPEN-DOC 24688

    GOMES, D.S. ; SILVA, A.T. . Nuclear fuel safety threshold determined by logistic regression plus uncertainty. World Academy of Science, Engineering and Technology, v. 11, n. 3, p. 622-628, 2017.

    Observação: Artigo possui mais dois títulos de periódico: International Journal of Aerospace and Mechanical Engineering; e International Scholarly and Scientific Research & Innovation

    Abstract: Analysis of the uncertainty quantification related to nuclear safety margins applied to the nuclear reactor is an important concept to prevent future radioactive accidents. The nuclear fuel performance code may involve the tolerance level determined by traditional deterministic models producing acceptable results at burn cycles under 62 GWd/MTU. The behavior of nuclear fuel can simulate applying a series of material properties under irradiation and physics models to calculate the safety limits. In this study, theoretical predictions of nuclear fuel failure under transient conditions investigate extended radiation cycles at 75 GWd/MTU, considering the behavior of fuel rods in light-water reactors under reactivity accident conditions. The fuel pellet can melt due to the quick increase of reactivity during a transient. Large power excursions in the reactor are the subject of interest bringing to a treatment that is known as the Fuchs-Hansen model. The point kinetic neutron equations show similar characteristics of non-linear differential equations. In this investigation, the multivariate logistic regression is employed to a probabilistic forecast of fuel failure. A comparison of computational simulation and experimental results was acceptable. The experiments carried out use the pre-irradiated fuels rods subjected to a rapid energy pulse which exhibits the same behavior during a nuclear accident. The propagation of uncertainty utilizes the Wilk's formulation. The variables chosen as essential to failure prediction were the fuel burnup, the applied peak power, the pulse width, the oxidation layer thickness, and the cladding type.

    Palavras-Chave: nuclear fuels; safety; radiation protection; regression analysis; reactor accidents; fuel rods; failures; safety margins

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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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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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