Navegação por assunto "water cooled reactors"

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  • IPEN-DOC 00927

    FERNANDES FILHO,THOMAZ L. . Analise de eventuais acidentes em circuito experimental de agua, utilizando o codigo RELAP4. 1980. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, 185 p. Orientador: Jose Antonio Dias Dieguez.

    Palavras-Chave: accidents; coolant loops; reactor safety; transients; water cooled reactors

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  • IPEN-DOC 05128

    FERNANDES FILHO, T.L.. Analise de eventuais acidentes em circuito experimental de agua, utilizando o codigo RELAP4. In: 2o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES, 12-15 de abril, 1981, Itaipava, RJ. 1981.

    Palavras-Chave: water cooled reactors; reactor accidents; computerized simulation; r codes; thermal hydraulics; transients; reactor safety

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  • IPEN-DOC 01358

    ALVES, CARLOS H. . Analise termo-hidraulica e neutronica de reatores a agua pressurizada (PWR). 1982. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares, Sao Paulo, São Paulo. 107 p. Orientador: Artur Jose Goncalves Faya.

    Palavras-Chave: computer calculations; reactor cores; water cooled reactors; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 28183

    GOMES, DANIEL de S. . Analysis of chromium oxide doped pellet for LWRs using FRAPCON code. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, November 29 - December 2, 2021, Online. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2021.

    Palavras-Chave: aluminium oxides; chromium oxides; doped materials; f codes; grain size; nuclear fuels; pellets; thermal conductivity; water cooled reactors

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  • IPEN-DOC 01099

    TAMURA, MASARU . Aplicacao dos metodos de relaxacao dinamica e elementos finitos na analise estrutural de um modelo reduzido de vaso de pressao de concreto protendido. 1979. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. p. Orientador: Roberto Yoshiyuti Hukai.

    Palavras-Chave: concretes; prestressed concrete; pressure vessels; water cooled reactors; bwr type reactors; finite element method

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  • IPEN-DOC 00703

    ANJOS, ALEXANDRE A. dos . Aspectos sismologicos no projeto de usinas nucleares tipo PWR. 1980. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 214 p. Orientador: Roberto Yoshiyuti Hukai.

    Palavras-Chave: planning; seismology; south america; brazil; water cooled reactors; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 28185

    GOMES, DANIEL de S. . Assessment of the UO2-graphene composite fuel proposed for nuclear reactors. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, November 29 - December 2, 2021, Online. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2021.

    Palavras-Chave: carbon nanotubes; composite materials; fuel pellets; fuel-cladding interactions; graphene; graphite; nanoparticles; nuclear fuels; silicon carbides; thermal conductivity; uranium oxides; water cooled reactors

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  • IPEN-DOC 00721

    GOMES, EDSON . Avaliacao da integridade do vaso de pressao dos reatores Angra II/III pela analise de tensoes. 1978. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Energia Atomica - IEA, 115 p. Orientador: Roberto Yoshiyuti Hukai.

    Palavras-Chave: power plants; nuclear power plants; pressure vessels; reactor safety; water cooled reactors; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 26359

    GOMES, DANIEL S. ; SILVA, ANTONIO T. e ; OLIVEIRA, FABIO B.V. de ; LARANJO, GIOVANNI S. . Behavior of thorium plutonium fuel on light water reactors. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4984-4995.

    Abstract: Designs using thorium-based fuel are preferred when used in compliance with sustainable energy programs, which should preserve uranium deposits and avoid the buildup of transuranic waste products. This study evaluates a method of converting uranium dioxide (UO2) to thorium-based fuel, with a focus on Th-Pu mixed oxide (Th-MOX). Applications of Th-MOX for light water reactors are possible due to inherent benefits over commercial fuels in terms of neutronic properties. The fuel proposed, (Th-Pu)O2, can be helpful because it would consume a significant fraction of existing plutonium. Aside from the reactor core, the proposed fuel could be useful in existing technology, such as in a pressurized water reactor (PWR). However, licensing codes cannot support Th-MOX fuel without implementing adaptations capable of simulating fuel behavior using the FRAPCON code. The (Th-Pu)O2 fuel should show a plutonium content that produces the same total energy release per fuel rod when using UO2 fuel. Thorium is a fertile material and demands a slightly higher plutonium content when used in Th-MOX. Mixed ceramic oxides show thermodynamic responses that depend on the comprising chemical fractions, and there is little information in databases on irradiation effects. The neutronic analysis is carried out using the SERPENT code to quantify transuranic production and compare this production with the original UO2 fuel assembly. Parameters such as delayed neutron fraction and temperature reactivity coefficient are also determined. Through these analytical methods, the viability and sustainability of the proposed new fuel assembly can be demonstrated in a closed fuel cycle.

    Palavras-Chave: closed fuel cycle; computerized simulation; delayed neutron fraction; f codes; monte carlo method; nuclear fuel conversion; nuclear fuels; plutonium; reactivity coefficients; thermal conductivity; thorium; uranium dioxide; water cooled reactors

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  • IPEN-DOC 05009

    ANDRADE e SILVA, G.S. ; LEITE, S.Q.B.. Calculo da atividade induzida na agua em reatores tipo piscina com circulacao ascendente no nucleo. In: 11th MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMO-HIDRAULICA, August 18-22, 1997, Pocos de Caldas, MG. 1997. p. 422-426.

    Palavras-Chave: reactor cooling systems; water cooled reactors; pool type reactors; cooling systems; water chemistry; mathematical models

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  • IPEN-DOC 01402

    BATISTA, JOSE L. . Calculo de consumo de combustivel e distribuicao de potencia para um PWR, utilizando-se os programas Leopard e Citation. 1982. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 122 p. Orientador: Francisco Correa.

    Palavras-Chave: burnup; computer calculations; water cooled reactors; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 20851

    SANTOS, DIOGO F. dos . Caracterização dos campos neutrônicos obtidos por meio de armadilhas de nêutrons a partir da utilização de água pesada (D2O) no interior do núcleo do reator nuclear IPEN/MB-01 / Characterization of the neutronic fields obtained by means of flux traps from heavy water (D2O) inside the core of the IPEN/MB-01 nuclear reactor . 2015. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 2018 p. Orientador: Ulisses d'Ultra Bitelli. DOI: 10.11606/D.85.2015.tde-22052015-135739

    Abstract: Os experimentos realizados e apresentados nesta dissertação resultaram na caracterização neutrônica de núcleos na configuração cilíndrica com 30 varetas combustíveis de diâmetro com um espaço, criado pela retirada de 16 varetas centrais, preenchido com água leve (H2O) ou água pesada (D2O) no reator nuclear de pesquisa IPEN/MB-01. Nestes núcleos, efetuou-se experimentos de correlação de canais nucleares, calibração de barras de controle e irradiação de detectores de ativação de diversos materiais em forma de folhas, cujas faixas energéticas de atuação abrangem grande parte do espectro de nêutrons do núcleo do reator, para a obtenção de parâmetros nucleares, como excessos de reatividade, reatividades totais, atividades saturadas por núcleo alvo, razões espectrais, razões de cádmio e fluxo de nêutrons multigrupo. Com a irradiação de fios de ativação de ouro na parte radial foram obtidas as formas espaciais dos fluxos de nêutrons térmicos e epitérmicos. Os resultados mostraram as características espectrais dessa nova configuração com o espaço das 16 varetas combustíveis preenchido com os dois materiais moderadores. No espaço com a água leve houve um aumento significativo de 294% do fluxo de nêutrons térmicos em comparação com a configuração padrão retangular de 28×26 varetas combustíveis. Com a água pesada aumentou-se a reatividade do sistema com ρ = (783 ± 54) pcm a mais de excesso de reatividade que na configuração com água leve. Os resultados calculados foram simulados nos códigos computacionais MCNP5, SANDBP e CITATION, onde se obtiveram resultados acurados e precisos para as atividades saturadas por núcleo alvo, as distribuições energéticas e espaciais dos fluxos de nêutrons da parte ativa e de parte do refletor e as comparações diretas das seções de choque entre as razões espectrais experimentais e calculadas.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; reactor cores; neutron flux; spatial distribution; cylindrical configuration; fuel rods; activation analysis; thermal neutrons; heavy water; simulation; m codes; s codes; c codes; water cooled reactors

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  • IPEN-DOC 10652

    DORASKEVICIUS JUNIOR, WALDEMAR; BAPTISTA FILHO, BENEDITO D. . Classificacao de transientes de reator IRIS utilizando mapas auto-organizaveis construidos em plataforma livre. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA E REATORES THERMAL HIDRAULICA, 14th, ago. 28 - set. 2, 2005, Santos, SP. Anais... Sao Paulo: ABEN, 2005, 2005.

    Palavras-Chave: computerized simulation; java; neural networks; reactor accidents; reactor safety experiments; reactor safety; scram; transients; water cooled reactors

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  • IPEN-DOC 17601

    RAMANATHAN, L.V. . Corrosion surveillance programmes. In: . Good Practices for Water Quality Management in Research Reactors and Spent Fuel Storage Facilities. Vienna: IAEA, 2011, 2011. p. 81-90,

    Notas de conteúdo: IAEA-Nuclear Energy Series no. NP-T-5.2

    Palavras-Chave: research reactors; water cooled reactors; reactor cooling systems; program management; water supply; water quality; spent fuel storage; corrosion; purification

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  • IPEN-DOC 21985

    UMBEHAUN, PEDRO E. . Desenvolvimento de um elemento combustível instrumentado para o reator de pesquisa IEA-R1 / Development of an instrumented fuel assembly for the IEA-R1 research reactor . 2016. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 100 p. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. DOI: 10.11606/T.85.2016.tde-30062016-132417

    Abstract: Após o aumento de potência do reator IEA-R1 de 2 MW para 5 MW observou-se um aumento da taxa de corrosão nas placas laterais de alguns elementos combustíveis e algumas dúvidas surgiram com relação ao valor de vazão utilizada nas análises termo-hidráulicas. A fim de esclarecer e medir a distribuição de vazão real pelos elementos combustíveis que compõe o núcleo do reator IEA-R1, um elemento combustível protótipo, sem material nuclear, chamado DMPV-01 (Dispositivo para Medida de Pressão e Vazão), em escala real, foi projetado e construído em alumínio. A vazão no canal entre dois elementos combustíveis é muito difícil de estimar ou ser medida. Esta vazão é muito importante no processo de resfriamento das placas laterais. Este trabalho apresenta a concepção e construção de um elemento combustível instrumentado para medir a temperatura real nestas placas laterais para melhor avaliar as condições de resfriamento do combustível. Quatorze termopares foram instalados neste elemento combustível instrumentado. Quatro termopares em cada canal lateral e quatro no canal central, além de um termopar no bocal de entrada e outro no bocal de saída do elemento. Existem três termopares para medida de temperatura do revestimento e um para a temperatura do fluido em cada canal. Três séries de experimentos, para três configurações distintas, foram realizadas com o elemento combustível instrumentado. Em dois experimentos uma caixa de alumínio foi instalada ao redor do núcleo para reduzir o escoamento transverso entre os elementos combustíveis e medir o impacto na temperatura das placas externas. Dada a tamanha quantidade de informações obtidas e sua utilidade no projeto, melhoria e capacitação na construção, montagem e fabricação de elementos combustíveis instrumentados, este projeto constitui um importante marco no estudo de núcleos de reatores de pesquisa. As soluções propostas podem ser amplamente utilizadas para outros reatores de pesquisa.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; water cooled reactors; enriched uranium reactors; research reactors; reactor cores; graphite moderated reactors; beryllium moderated reactors; fuel assemblies; fuel elements; reactor components; plates; thermal hydraulics; thermal analysis; flow rate; dynamic function studies; flow regulators; temperature surveys; nuclear engineering; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 00376

    DELLA SANTINA, MURILO . Determinacao das zonas de seguranca da central nuclear de Angra dos Reis conforme o modelo de difusao de radiacao na atmosfera. 1976. Dissertacao (Mestrado) - Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP, Sao Paulo. 215 p. Orientador: Roberto Yoshiyuti Hukai.

    Palavras-Chave: radiation doses; reactor safety; south america; brazil; water cooled reactors; atmospheres; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 12898

    MARZO, MARCO A.S. . Estudo comparativo do efeito do U-236 no custo do combustivel de reatores HTGR e PWR. 1975. Dissertacao (Mestrado) - Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP, 90 p. Orientador: Roberto Yoshiyuti Hukai.

    Palavras-Chave: isotopes; uranium 236; economics; cost; fuels; fuel cycle; gas cooled reactors; htgr type reactors; water cooled reactors; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 12213

    CARATIN, REINALDO L. . Estudo da imobilização de rejeitos radioativos em matrizes asfálticas e resíduos elastoméricos utilizando a técnica de microondas. 2007. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. p. Orientador: Sumair Gouveia de Araujo. DOI: 10.11606/D.85.2007.tde-13062008-154046

    Abstract: No presente trabalho, foi utilizada a técnica de aquecimento por microondas para estudar a imobilização de rejeitos radioativos de nível de atividade baixo e médio, como resinas de troca iônica exauridas, empregadas na remoção de íons indesejáveis dos circuitos primários de refrigeração de reatores nucleares refrigerados a água, e aquelas usadas em colunas de separação química e radionuclídica no controle de qualidade de radioisótopos. Matrizes betuminosas reforçadas com alguns tipos de borrachas (Neoprene®, Silicone e Etileno Vinil Acetato - EVA), provenientes de material descartado ou sobras de produção, foram utilizadas para incorporação dos rejeitos radioativos. As irradiações das amostras foram feitas em um forno de microondas caseiro, que opera com freqüência de 2.450MHz e possui potência de 1.000W. As amostras foram caracterizadas, empregando-se ensaios de penetração, resistência à lixiviação, pontos de amolecimento, fulgor e combustão, termogravimetria e microscopia óptica. Os resultados obtidos mostraram-se compatíveis com os padrões dos componentes das matrizes, indicando que esta técnica é uma alternativa bastante útil aos métodos de imobilização convencionais e para esses tipos de rejeitos radioativos.

    Palavras-Chave: radioactive wastes; solidification; asphalts; residues; microwave heating; water cooled reactors

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  • IPEN-DOC 02281

    BORGES, EDUARDO M. . Estudo de acidente de perda de refrigerante por grande ruptura na usina nuclear Angra-1. 1984. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 207 p. Orientador: Ademar Ferreira.

    Palavras-Chave: reactor safety; loss of coolant; water cooled reactors; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 05010

    CEGALLA, M.A. ; BAPTISTA FILHO, B.D. ; FELIX, O.C. . Estudo de sistemas para remocao de impurezas da agua da piscina do reator IEA-R1 Fase I: Projeto do circuito experimental. In: 11th MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMO-HIDRAULICA, August 18-22, 1997, Pocos de Caldas, MG. 1997. p. 417-421.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; water cooled reactors; impurities; demineralization; water treatment; water quality; ion exchange; coolant cleanup systems; cooling systems; nuclear engineering; pool type reactors; primary coolant circuits; reactor cooling systems; reactor technology; reactors

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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.


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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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