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TORRES, WALMIR M.
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Adequação das unidades da Torre de Resfriamento A do IEA-R1 para aumento da capacidade de troca de calor.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Abril,
2023.
(IPEN-CEN-PSE-IEAR1-146-00-INFT-001-00). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços TecnológicosPalavras-Chave: cooling towers; iear-1 reactor; heat exchangers; measuring instruments; anemometers; velocity
. Adequação das unidades da Torre de Resfriamento A do IEA-R1 para aumento da capacidade de troca de calor. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Abril, 2023. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-146-00-INFT-001-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/34027. 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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JUNQUEIRA, FERNANDO de C.
; LIMA, JOSE R. de
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Amostragem de grandes estruturas: alternativas aos métodos apresentados.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Julho,
2023.
(IPEN-CEN-P&D-ETN-218-01-RELT-008-00). Restrito.
Título do projeto: Composição Isotópica dos Rejeitos Radioativos da CNAAA
Abstract:
Este documento tem como objetivo apresentar uma nova alternativa técnica para a amostragem dos
Geradores de Vapor em decorrência da dificuldade relatada pela ETN na implementação dos métodos
sugeridos anteriormente pelo IPEN.
Visa também mostrar o status da alternativa selecionada para a amostragem da Tampa do Vaso do
Reator.
O presente relatório técnico foi elaborado em atendimento ao item 8.5.3 do Plano de trabalho anexo ao
Acordo “Determinação da Composição Isotópica dos Rejeitos Radioativos da CNAAA (Fase B)”, do
Acordo de Parceria Tecnológica firmado entre a Eletrobrás Termonuclear S.A., a CNEN – Comissão
Nacional de Energia Nuclear e a FUNDEP – Fundação de Desenvolvimento da Pesquisa.
Palavras-Chave: steam generators; sampling; radioactive wastes; reactors; radioisotopes
. Amostragem de grandes estruturas: alternativas aos métodos apresentados. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Julho, 2023. (IPEN-CEN-P&D-ETN-218-01-RELT-008-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/34180. 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, MARCELO M. dos
; MATTAR NETO, MIGUEL
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Análise B5 X B5 Modificada.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Março,
2021.
(IPEN-CEN-PSE-RMB-006-00-RELT-010-00). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos (Reator Multipropósito Brasileiro)
Abstract:
1. O escopo deste documento corresponde a uma verificação do comportamento do
Elemento Combustível (E.C.) do Reator Multipropósito Brasileiro (R.M.B.) quando
sujeito a todos os carregamentos superpostos provenientes da condição normal de
operação deste reator, como descrito na análise B5 da referência [1], com uma
condição de restrição específica, que se caracteriza na consideração de um
suporte fixo localizado no contato E.C./G.N. Esta análise é denominada como
Análise B5 Modificada, por ser similar em todos os parâmetros, com exceção das
condições de restrição.
2. De maneira geral, os objetivos desta verificação são os seguintes:
a) Fazer uma comparação entre duas condições de restrição distintas (entre a
análise B5 da referência [1] e a análise B5 Modificada que será apresentada
neste documento). Esta comparação tem por objetivo verificar se a inserção de
um suporte fixo no modelo de análise do E.C., na análise B5 Modificada, altera
significativamente os valores resultantes das tensões e deslocamentos, em
comparação com os valores resultantes documentados na análise B5 da
referência [1].
b) Caso seja observado que as alterações nos valores máximos de tensão e
deslocamento são pequenas na análise B5 Modificada, em comparação com a
análise B5 da referência [1], pode-se afirmar que a análise B5 Modificada serve
de base para futuras análises complementares que, em conjunto, dão origem a
uma análise precisa e completa de um terremoto SSE no software Ansys®.
Deve ser salientado que só é possível prosseguir com as análises
complementares, no software Ansys®, caso exista a condição de restrição de
suporte fixo nesta análise estrutural estática.
c) De maneira resumida, neste relatório será respondido o seguinte
questionamento:
➢ Em comparação com a análise B5, da referência [1], existem diferenças
significativas, em termos dos valores resultantes das tensões e
deslocamentos máximos, no comportamento do E.C. ao considerar a
condição de restrição de suporte fixo no contato E.C./G.N.? 3. A presente análise é do tipo estática estrutural. Para o seu desenvolvimento, é
empregado o sistema de análise Static Structural®, do software Ansys®. As
características básicas desta análise são:
a) Se trata de uma análise estática linear, ou seja, um tipo de análise que
considera a rigidez da estrutura como constante.
b) Os carregamentos atuantes na estrutura são os provenientes da condição
normal de operação do R.M.B., descritos na análise B5 da referência [1].
c) A condição de restrição aplicada no modelo de elementos finitos do E.C. é um
suporte fixo no contato do E.C. com a Grelha do Núcleo (contato E.C./G.N.).
Como mencionado anteriormente, esta é a única diferença entre a presente
análise e a descrita na referência [1].
4. Assim como consta na referência [1], o procedimento de verificação da Análise B5
Modificada conta com as seguintes etapas:
a) Para avaliar a integridade mecânica do E.C. do R.M.B. são verificados os
requisitos funcionais presentes na norma ANSI/ANS 57.5-1996 [2].
b) A verificação destes requisitos funcionais é feita através da observação dos
valores resultantes máximos das tensões e deslocamentos obtidos por meio da
análise descrita no presente relatório.
c) Os requisitos de tensão são verificados de acordo com a norma ASME III,
divisão 1, subseção NB [3]. Os valores resultantes das tensões são obtidos em
termos de S.I., ou Stress Intensity (critério de Tresca). Estes valores
resultantes são comparados com o limite admissível Sm, o mais conservador
presente na norma citada.
d) Os requisitos de deslocamento são verificados de acordo com a distância entre
E.C. vizinhos (0,001 m) e entre placas combustíveis vizinhas (0,00245 m).
5. No presente documento são utilizadas as unidades, múltiplos e submúltiplos do
Sistema Internacional de Unidades (SI), sem exceções.
6. No presente documento é adotado um sistema cartesiano de coordenadas, no
qual os eixos horizontais são denominados como X e Z, e o eixo vertical é
denominado como Y.
Palavras-Chave: reactors; fuel elements; fuel plates; finite element method; stress intensity factors
. Análise B5 X B5 Modificada. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Março, 2021. (IPEN-CEN-PSE-RMB-006-00-RELT-010-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31985. 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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SHORTO, JULIAN M.B.
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Análise da distribuição de taxa de dose no primeiro andar do Reator IEA-R1 em função do posicionamento das blindagens de chumbo na região da tubulação do primário.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN/CENF, abril,
2014.
(IPEN-CEN.CEN.PSE-IEAR1.123-00 -RELT-001-00). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos
Palavras-Chave: brazilian cnen; iear-1 reactor; dose rates; lead; shielding
. Análise da distribuição de taxa de dose no primeiro andar do Reator IEA-R1 em função do posicionamento das blindagens de chumbo na região da tubulação do primário. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN/CENF, abril, 2014. (IPEN-CEN.CEN.PSE-IEAR1.123-00 -RELT-001-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25310. 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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MOLNARY, LESLIE de
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Análise da temperatura ambiente no nível 10m da Torre A da CNAAA – período janeiro/1982 a dezembro/2020.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Novembro,
2022.
(IPEN-CEN-PSE-ETN-223-00-RELT-017-00). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos
Abstract:
Esse relatório apresenta uma avaliação da temperatura ambiente em torno da CNAAA tomando
como referência os valores horários da temperatura no nível de 10 m da Torre A para o período de
janeiro de 1982 a dezembro de 2020. Os dados de temperatura coletados no decorrer do ano de
2021 não estão sendo considerados nesse relatório em virtude da alteração dos sistemas de
monitoração meteorológica, anteriormente utilizando sensores da empresa MET ONE e
atualmente utilizando sensores da empresa CAMPBELL, e não terem sido realizados testes
comparativos entre os 2 sensores de temperatura para poder montar uma base de dados anual de
temperatura para o ano de 2021.
Palavras-Chave: ambient temperature; nuclear facilities; reactors; data analysis; information
. Análise da temperatura ambiente no nível 10m da Torre A da CNAAA – período janeiro/1982 a dezembro/2020. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Novembro, 2022. (IPEN-CEN-PSE-ETN-223-00-RELT-017-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/33409. 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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SAUER, MARIA EUGENIA L.J.
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Análise de consequências de acidentes com substâncias inflamáveis e/ou explosivas no sítio do IPEN, para o prédio do reator IPEN/MB-01.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Janeiro,
2017.
(IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-050-00). Restrito.
Título do projeto: RMB
Abstract:
Este trabalho apresenta a análise de acidentes com substâncias inflamáveis e/ou explosivas no
sítio do Ipen, com o objetivo de avaliar o potencial de danos destas ocorrências na integridade
física e na operação do Reator Ipen/MB-01.
Os resultados deste estudo serão utilizados para atualizar o Relatório de Análise de Segurança
(RAS) da instalação, que deverá ser submetido à CNEN, como parte das exigências a serem
cumpridas para obtenção da renovação da licença de operação, em razão da modificação do
núcleo do reator.
A partir das informações obtidas junto às áreas técnicas do instituto e do levantamento de
dados em campo, foram identificadas amônia, GLP e óleo diesel como as substâncias
perigosas presentes em maiores quantidades no Ipen.
Dentre as hipóteses de acidentes postuladas numa Análise Preliminar de Perigos (APP), em
função da periculosidade destas substâncias, foram selecionadas aquelas com potencial de
gerar danos ao prédio do Reator Ipen/MB-01.
Os dados necessários para a avaliação da vulnerabilidade do reator aos efeitos físicos gerados
pelos acidentes postulados considerados relevantes foram obtidos das simulações dos
cenários acidentais efetuadas com o aplicativo computacional PHAST Professional®-
versão 7.1.
Também são apresentadas considerações acerca da possibilidade da ocorrência de acidentes
no transporte de produtos perigosos no sítio do Ipen, como fonte de risco para o Reator
Ipen/MB-01.
Palavras-Chave: safety analysis; safety reports; accident management; explosives; chemical spills; hazardous materials spills
. Análise de consequências de acidentes com substâncias inflamáveis e/ou explosivas no sítio do IPEN, para o prédio do reator IPEN/MB-01. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Janeiro, 2017. (IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-050-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28143. 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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YAMAGUCHI, MITSUO
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Análise de Criticalidade do Cofre de Salvaguardas (Sala 21) do Prédio 96 do Centro de Combustível Nuclear (CCN).
São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Janeiro,
2018.
(IPEN-CEN-PSE-CCN-007-00-RELT-001-01). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos
Abstract:
Este relatório apresenta a análise de criticalidade do cofre de salvaguardas (sala 21 do
prédio 96) do Centro de Combustível Nuclear (CCN) para armazenamento das placas
combustíveis e/ou elementos combustíveis do núcleo de placas do Reator IPEN/MB-01. A
análise foi feita com o sistema SCALE4.4a.
Palavras-Chave: criticality; fuel cycle centers; fuel elements; storage facilities; fuel plates; iear-1 reactor; safeguards; safeguard regulations
. Análise de Criticalidade do Cofre de Salvaguardas (Sala 21) do Prédio 96 do Centro de Combustível Nuclear (CCN). São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Janeiro, 2018. (IPEN-CEN-PSE-CCN-007-00-RELT-001-01). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28872. 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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YAMAGUCHI, MITSUO
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Análise de Criticalidade do Cofre de Salvaguardas (Sala 21) do Prédio 96 do Centro de Combustível Nuclear (CCN).
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Maio,
2017.
(IPEN-CEN-PSE-CCN-007-00-RELT-001-00). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos
Abstract:
Este relatório apresenta a análise de criticalidade do cofre de salvaguardas (sala 21 do
prédio 96) do Centro de Combustível Nuclear (CCN) para armazenamento das placas
combustíveis e/ou elementos combustíveis do núcleo de placas do Reator IPEN/MB-01. A
análise foi feita com o sistema SCALE4.4a.
Palavras-Chave: safeguards; fuel elements; criticality; aluminium; fuel plates
. Análise de Criticalidade do Cofre de Salvaguardas (Sala 21) do Prédio 96 do Centro de Combustível Nuclear (CCN). São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Maio, 2017. (IPEN-CEN-PSE-CCN-007-00-RELT-001-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28140. 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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YAMAGUCHI, MITSUO
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Análise de criticalidade do Cofre de Salvaguardas (Sala 22) do Prédio 96 do Centro do Combustível Nuclear.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Abril,
2023.
(IPEN-CEN-PSE-CCN-007-00-RELT-002-00). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos (Análise de Criticalidade do Cofre de Salvaguardas – CECON)
Abstract:
Este relatório apresenta a análise de criticalidade do cofre de salvaguardas (sala 22 do
prédio 96) do Centro de Combustível Nuclear (CECON). A análise foi feita com o sistema
SCALE4.4a.
Palavras-Chave: criticality; nuclear fuels; safeguards; fuel elements
. Análise de criticalidade do Cofre de Salvaguardas (Sala 22) do Prédio 96 do Centro do Combustível Nuclear. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Abril, 2023. (IPEN-CEN-PSE-CCN-007-00-RELT-002-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/34024. 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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YAMAGUCHI, MITSUO
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Análise de criticalidade do Cofre de Salvaguardas (Sala 36) do Prédio 97 do Centro do Combustível Nuclear (CECON).
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Abril,
2023.
(IPEN-CEN-PSE-CCN-007-00-RELT-003-00). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos (Análise de Criticalidade do Cofre de Salvaguardas – CECON)
Abstract:
Este relatório apresenta a análise de criticalidade do cofre de salvaguardas (sala 36 do
prédio 97) do Centro de Combustível Nuclear (CECON) para armazenamento de placas
combustíveis e/ou elementos combustíveis do núcleo do Reator IEA-R1. A análise foi feita
com o sistema SCALE4.4a.
Palavras-Chave: criticality; nuclear fuels; safeguards; fuel elements
. Análise de criticalidade do Cofre de Salvaguardas (Sala 36) do Prédio 97 do Centro do Combustível Nuclear (CECON). São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Abril, 2023. (IPEN-CEN-PSE-CCN-007-00-RELT-003-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/34025. 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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YAMAGUCHI, MITSUO
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Análise de criticalidade do cofre de salvaguardas do Centro de Combustível Nuclear (CCN).
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Abril,
2019.
(IPEN-CEN-PSE-CCN-006-00-RELT-001-01). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos
Abstract:
Este relatório apresenta a análise de criticalidade do cofre de salvaguardas (sala 22 do
prédio 96) do Centro de Combustível Nuclear (CCN). A análise foi feita com o sistema
SCALE4.4a.
Palavras-Chave: criticality; nuclear fuels; safeguards; fuel elements; iear-1 reactor; availability; storage
. Análise de criticalidade do cofre de salvaguardas do Centro de Combustível Nuclear (CCN). São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Abril, 2019. (IPEN-CEN-PSE-CCN-006-00-RELT-001-01). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29907. 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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YAMAGUCHI, MITSUO
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Análise de criticalidade do cofre de salvaguardas do Centro de Combustível Nuclear (CCN).
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Abril,
2016.
(IPEN-CEN-PSE-CCN-006-00-RELT-001-00). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos
Palavras-Chave: criticality; nuclear data collections; monte carlo method; fuel elements; industrial plants
. Análise de criticalidade do cofre de salvaguardas do Centro de Combustível Nuclear (CCN). São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Abril, 2016. (IPEN-CEN-PSE-CCN-006-00-RELT-001-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26859. 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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YAMAGUCHI, MITSUO
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Análise de criticalidade do transporte de elementos combustíveis do núcleo do reator IPEN/MB-01 tipo placa.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Setembro,
2018.
(IPEN-CEN-PSE-CCN-008-00-RELT-001-00). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos
Abstract:
Este relatório apresenta a análise de criticalidade dos elementos combustíveis que
serão transportados do Centro de Combustível Nuclear (CCN) para o prédio do Reator
IPEN/MB-01. A análise foi feita com o sistema SCALE4.4a.
Palavras-Chave: criticality; transport; fuel elements; ipen-mb-1 reactor; computer calculations; fuel plates; fabrication; multiplication factors
. Análise de criticalidade do transporte de elementos combustíveis do núcleo do reator IPEN/MB-01 tipo placa. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Setembro, 2018. (IPEN-CEN-PSE-CCN-008-00-RELT-001-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29245. 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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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.
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Análise de tensões dos bocais da Nova Bomba B1-B do Circuito Primário do reator IEA-R1.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Novembro,
2020.
(IPEN-CEN-PSE-IEAR1-139-00-RELT-001-00). Restrito.
Título do projeto: Substituição da Bomba B1-B do Circuito Primário do Reator IEA-R1
Abstract:
O objetivo deste relatório técnico é documentar a análise de tensões dos bocais de sucção e
descarga da “Nova Bomba B1-B” do Circuito Primário do reator IEA-R1, que substituí a
bomba antiga, de acordo com o contrato nº 049/2019 com a empresa “Acqua Vitae
Tecnologia em Bombeamentos”.
A análise de tensões dos bocais de sucção e descarga da “Nova Bomba B1-B” foi realizada
com o desenvolvimento de um modelo de cálculo numérico aplicando-se o método dos
elementos finitos com o programa de computador para análise estrutural ANSYS.
Foram aplicados os seguintes carregamentos para a simulação do modelo de cálculo da “Nova
Bomba B1-B”: ✔ Condição de Projeto: * Pressão de projeto * Peso próprio * Cargas mecânicas da tubulação * Carga mecânica de desacoplamento
do modelo de cálculo ✔ Condição de Operação: * Pressão de operação * Peso próprio * Temperatura de operação * Cargas mecânicas da tubulação * Carga mecânica de desacoplamento
do modelo de cálculo. A análise de tensões foi realizada comparando-se as tensões equivalentes calculadas,
linearizadas e categorizadas para a “Condição de projeto” e “Condição de Operação”, com
os limites do código ASME VIII, Division 2, para se evitar o Colapso Plástico, e, utilizandose
a tensão admissível do código ASME VIII, Division 1.
A tabela abaixo mostra as tensões equivalentes (N/mm2) resultantes após a simulação do
modelo de cálculo. Na tabela acima observa-se que as tensões calculadas nos bocais da “Nova Bomba B1-B”, 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, Section VIII, Division
1 & 2.
Portanto, está comprovada a integridade estrutural dos bocais de sucção e descarga da “Nova
Bomba B1-B” do Circuito Primário do Reator Nuclear de Pesquisa IEA-R1.
Palavras-Chave: hydraulic control devices; pumping; computer codes; primary coolant circuits; research reactors; cooling ponds; reactor cooling systems; standardization
. Análise de tensões dos bocais da Nova Bomba B1-B do Circuito Primário do reator IEA-R1. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Novembro, 2020. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-139-00-RELT-001-00). Restrito. Disponível em: http://200.136.52.105/handle/123456789/31710. 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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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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FAINER, GERSON
; FALOPPA, ALTAIR A.
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Análise de tensões dos suportes da tubulação do circuito primário do IEA-R1 na condição "as Built".
São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, agosto,
2015.
(IPEN-CEN-PSE-IEAR1-131-00 - RELT-004-00). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos
Palavras-Chave: iear-1 reactor; pipes; stress analysis; primary coolant circuits
. Análise de tensões dos suportes da tubulação do circuito primário do IEA-R1 na condição "as Built". São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, agosto, 2015. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-131-00 - RELT-004-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25551. 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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Análise de tenssões das tubulações do circuito primário do IER-R1 na condição "As Built".
São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, agosto,
2015.
(IPEN-CEN-PSE-IEAR1-131-00 - RELT-003-00). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos
Palavras-Chave: iear-1 reactor; pipes; stress analysis; primary coolant circuits
. Análise de tenssões das tubulações do circuito primário do IER-R1 na condição "As Built". São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, agosto, 2015. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-131-00 - RELT-003-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25550. 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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LIMA, ANA C. de S.
; CABRAL, EDUARDO L.L.
; SABUNDJIAN, GAIANE
; TERREMOTO, LUIS A.A.
; ROCHA, MARCELO da S.
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Análise de viabilidade do emprego de Reatores Modulares Pequenos (Small Modular Reactors – SMR) no Brasil.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Janeiro,
2022.
(IPEN-CEN-PSE-DPD-011-00-INFT-001-00). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos
Abstract:
Este trabalho apresenta uma análise SWOT sobre os Reatores Modulares Pequenos (Small Modular
Reactor- SMR), a fim de avaliar a viabilidade de implantação desses reatores nucleares no Brasil. A
análie PESTLA foi utilizada como coadjuvante da análise SWOT servindo para auxiliar na categorização
dos fatores considerados de maior relevância no sentido de possibilitar um melhor entendimento das
condições de contorno relativas à implantação dos SMRs no Brasil. A análise PESTLA, envolve um
estudo dos aspectos Tecnológico, Ambiental, Político, Social (Recursos Humanos/Infraestrutura),
Econômico e Legal. As análises SWOT e PESTLA consideraram diversos aspectos no âmbito da
instituição governamental responsável pela orientação e planejamento do programa nuclear
brasileiro, a CNEN, que através de suas unidades desenvolve atividades de pesquisa e formação
especializada na área nuclear. A metodologia adotada neste estudo selecionou os pontos positivos e
negativos tanto da instituição quanto dos SMRs. Os reaotres modulares descritos neste trabalho são
do tipo Pressurized Water Reactor (PWR) e que se encontram em estágio avançado de
desenvolvimento, são eles: CAREM, KLT-40S, SMART e NuScale. O estudo realizado neste documento
possibilitará a tomada de decisão sobre a utilização de SMRs no Brasil.
Palavras-Chave: small modular reactors; modular structures; feasibility studies; nuclear energy
. Análise de viabilidade do emprego de Reatores Modulares Pequenos (Small Modular Reactors – SMR) no Brasil. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Janeiro, 2022. (IPEN-CEN-PSE-DPD-011-00-INFT-001-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/32930. 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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LEE, SEUNG M.
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Análise do acidente severo na Usina Nuclear Angra 2 utilizando o programa MELCOR.
São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Junho,
2018.
(IPEN-CEN-PSE-DRS-010-00-RELT-006-00). Restrito.
Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos
Abstract:
Este trabalho simula um acidente de condições estendidas de projeto na Usina
Nuclear ANGRA 2, utilizando o código MELCOR. A instalação nuclear ANGRA
2 foi escolhida pelo fato de se ter a sua modelagem já testada, por meio de
simulações de alguns acidentes descritos em seu respectivo FSAR (Final
Safety Analysis Report), com o RELAP5. O trabalho compara os resultados das
simulações com condições diferentes a respeito das medidas mitigatórias do
SAMG a fim de avaliar a eficácia de cada uma dessas medidas.
Palavras-Chave: reactor accidents; angra-2 reactor; pwr type reactors; safety analysis; computer codes; loss of coolant; atmospheres; ambient temperature
. Análise do acidente severo na Usina Nuclear Angra 2 utilizando o programa MELCOR. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Junho, 2018. (IPEN-CEN-PSE-DRS-010-00-RELT-006-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29110. 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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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.