Abstract: Os transformadores elétricos são equipamentos essenciais na distribuição de energia elétrica, pois são utilizados para o fornecimento contínuo eletricidade. Por este motivo é importante estudar as possibilidades de melhorar seus sistemas de isolamento e refrigeração. A aplicação de nanofluidos em óleos minerais isolantes, que possuem função de resfriamento e isolamento elétrico, é uma questão relevante nesta área. Neste trabalho, são comparadas as características do óleo mineral base utilizado em transformadores elétricos com amostras coloidais (nanofluidos) feitas com o mesmo óleo base utilizando-se diferentes concentrações de nanopartículas de SiO2 e TiO2. As características de condutividade térmica e resistência dielétrica do nanofluido dependem das concentrações de nanopartículas, porém o fluido deve manter todas as características de isolamento a serem usadas em transformadores elétricos. A análise será realizada através de simulações computacionais usando o software FEMM 2D, aplicando seu módulo de condutividade térmica. Os dados de entrada foram retirados da caracterização de amostras produzidas com diferentes concentrações de nanopartículas de SiO2 e TiO2 (usando o mesmo óleo mineral base). Os parâmetros foram aplicados em um modelo computacional de um transformador de 50 kVA, com geometria usual e circulação natural de óleo (por convecção) referenciando transformadores elétricos utilizados no mercado para a conversão de energia. Este artigo apresenta alguns dos resultados de um estudo das propriedades dielétricas e da condutividade térmica de um nanofluido a base de óleo mineral.

Palavras-Chave: computerized simulation; dielectric properties; f codes; lubricants; nanofluids; nanoparticles; silicon oxides; thermal conductivity; titanium oxides; transformers; viscosity

LOPES, DANIEL R.P.; OLIVEIRA, OTAVIO L. de; ROCHA, MARCELO da S. Estudo da aplicação de nanofluidos de SiO2 e TiO2 em transformadores elétricos a óleo para análise de desempenho da condutividade térmica e rigidez dielétrica. 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/123456789/28341. Acesso em: $DATA.

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Abstract: The U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) reviewed the 10CFR50.46c regulations regard the loss-of-coolant-accident (LOCA), and emergency core cooling system (ECCS). In this planned rulemaking named as 10CFR50.46c. New LOCA criteria included the integration of models used to the hydrogen uptake changes equivalent cladding react (ECR), coupled with peak cladding temperature (PCT). This rule inserts the embrittlement mechanism considering the hydrogen buildup as a pre-transient condition, reducing a loss of operational margin. 10CFR50.46c criteria should combine the effects produced from different fields, such as neutronic analysis, thermal-hydraulic, with fuel performance codes. Besides, it should contemplate Best-Estimate Plus Uncertainty (BEPU) practices. Consequently, increases the challenges to safety analysis because of nuclear power plants run for extended periods than planned initially. In these circumstances, nuclear units need to operate on extended life cycles based on safety margins. With a lifespan of 60 years or more, we reviewed the behavior of the structural material on accident scenarios. This work showed the importance of uncertainties created by physical models such as the fission gas release, thermal conductivity, and loss of ductility caused by hydrides.

Palavras-Chave: cladding; data covariances; f codes; fuel rods; l codes; lifetime extension; loss of coolant; nuclear fuels; safety analysis; sensitivity analysis; steady-state conditions; thermal hydraulics; transients

GOMES, DANIEL de S.; GIOVEDI, CLAUDIA. Importance of uncertainty modelling for nuclear safety analysis. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5010-5023. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30709. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Science and technology play a key role in helping countries increase the quality of life of their inhabitants. The development of peaceful nuclear applications offers important contribution for several fields. However, nuclear accidents are reported as factors that lead to the formation of prejudiced beliefs and attitudes against nuclear technology. The media also influence on what people believe about it. Holding prejudice against nuclear technology will lead to misconceptions and interfere with authorities’ decision on the development of new technology. There are evidences in the literature that implicit prejudices might be avoidable, reduced and even reversed. Interest in prejudice and stereotyping is currently shared by emerging disciplines such as neuroscience. The field of educational neuroscience has developed several types of implicit association tests aiming to assess implicit prejudices that individuals are consciously unaware. As far as prejudices are reported in the nuclear energy education scenario implicit measurement techniques can be an effective tool to identify and measure prejudices against nuclear technology. The Implicit Association Test (IAT) is a valuable tool used worldwide as a measurement technique to assess implicit attitude toward discriminatory behaviors. This study aims to demonstrate the design and development of a neuroscience-based methodology, which will include a future administration of the IAT to school teachers to assess their implicit associations regarding nuclear energy. The procedure will contribute for understanding implicit prejudices interfering with teaching practices. Teaching a balanced view about the applications of the nuclear technology will contribute for the acceptance of nuclear technology.

Palavras-Chave: education; f codes; learning; neurology; nuclear energy; public opinion; research programs; testing

BARABAS, ROBERTA de C.; SABUNDJIAN, GAIANE. Neuroscience applied to nuclear energy teaching. 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/123456789/28343. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Uma das formas de identificar algum tipo de preconceito é por meio do uso de softwares de técnicas de neurociências aplicadas ao uso de medida da memória implícita (Testes de Associação Implícita –TAI), que não depende da atenção consciente do participante, sendo suas respostas automáticas e espontâneas. Os seguintes testes de associação implícita foram encontrados na literatura: o Teste de Associação Implícita, o Priming, o Visual Organization Test (VOT) e o Inquisit. Dentre todos os softwares de associação implícitas apresentados, o FreeIAT será utilizado neste trabalho pelo fato de ser um programa largamente usado e validado em diversas pesquisas. Pelo fato desse programa apresentar resultados bem consistentes quanto à identificação de possíveis preconceitos em vários temas, viu-se a necessidade de elaborar um pós-processador matemático a fim de automatizar os resultados em forma de gráficos. Portanto, o objetivo desse trabalho é o de desenvolver um pós-processador matemático com interface amigável, que facilitará a apresentação e interpretação dos resultados dos usuários do FreeIAT e poderá ser utilizado em qualquer área de interesse. A linguagem utilizada para o desenvolvimento desse pós-processador é o C#. Os resultados preliminares desse novo pós-processador mostraram-se eficientes.

Palavras-Chave: automation; data analysis; f codes; g codes; graphical user interface; programming languages

SILVESTRE, LARISSA J.B.; SOUSA, EMERSON L.; SABUNDJIAN, GAIANE. Pós-processador matemático para o software de teste de associação implicita – FreeIAT. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 3368-3374. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30676. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Nuclear power plants must operate with minimal risk. The nuclear power plants licensing process is based on a paired model, combining probabilistic and deterministic approaches to improve fuel rod performance during both steady state and transient events. In this study, performance fuel codes were used to simulate the test rod IFA-650-4, with a burnup of 92 GWd/MTU within a Halden reactor. In a loss-of-coolant test, the cladding failed within 336 s after reaching a temperature of 800 °C. Nuclear systems work with many imprecise values that must be quantified and propagated. These sources were separated by physical models or boundary conditions describing fuel thermal conductibility, fission gas release, and creep rates. These factors change output responses. Manufacturing tolerances show dimensional variations for fuel rods, and boundary conditions within the system are characterized using small ranges that can spread throughout the system. To identify the input parameters that produce output effects, we used Pearson coefficients between input and output. These input values represent uncertainties using a stochastic technique that can define the effect of input parameters on the establishment of realistic safety limits. Random sampling provided a set of runs for independent variables proposed by Wilks' formulation. The number of samples required to achieve the 95th percentile, with 95% confidence, depending on verifying the confidence interval to each output. The FRAPTRAN code utilized a module to reproduce the plastic response, defining the failure limit of the fuel rod.

Palavras-Chave: boundary conditions; burnup; computerized simulation; f codes; fuel rods; gauss function; loss of coolant; nuclear fuels; performance; probability density functions; reactivity; sensitivity analysis; water cooled reactors

GOMES, DANIEL S. Sensitivity and uncertainty evaluation applied to the failure process of nuclear fuel. 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/123456789/28198. Acesso em: $DATA.

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