Navegação IPEN por assunto "a codes"

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  • IPEN-DOC 26366

    FIGUEIREDO, CAROLINA D.R. ; MATTAR NETO, MIGUEL . Recommendations for linearization procedure in pressure Vessel-Nozzle intersections. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5249-5258.

    Abstract: The pressure vessel design is a fundamental step during the construction of new pressurized water reactors (PWRs). In these facilities, several safety requirements are necessary to guarantee the protection of workers, community and environment against the release of radioactive materials. The current version of the ASME Code for vessel pressure presents two types of procedures for structural analysis: Design by Standard and Design by Analysis. The Design by Analysis is a more complex procedure and it requires more rigorous analysis and classification of all types of stresses and loading conditions, in order to incorporate smaller safety coefficients. However, precise rules for achieving the various stress categories have not been implemented in the code. For this reason, this work presents a methodology for the stress linearization in nozzle vessel intersections. The used recommendation is that the line constructed for the linearization should be taken out of transitions elements. So a pressure vessel nozzle intersection was modeling, analyzed and verified then a discussion of how to perform the Code verifications was presented, as well as a mapping of stress. The lines that were constructed in pressure vessel between transition and structural elements in the longitudinal plane (0º) and lines in structural elements in the nozzle in the transversal plane (90º) presents higher stresses.

    Palavras-Chave: a codes; design; finite element method; mesh generation; nozzles; pressure vessels; pwr type reactors; stress analysis

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  • IPEN-DOC 13876

    LIMA, MARINA F. ; PUJAT, PRISCILLA B.; ARAUJO, ELAINE B. ; MESQUITA, CARLOS H. . Roteiro para a escolha de modelos e tratamento de dados em estudos de biocinética, biodistribuição e dosimetria de radiofármaços. Metabólica, v. 10, n. 4, p. 41, 2008.

    Palavras-Chave: radiopharmaceuticals; dosimetry; radiation dose distributions; compartments; biological models; a codes; radiotherapy

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  • IPEN-DOC 26685

    MANTECON, J.G. ; NETO, M.M. . Simplified CFD model of coolant channels typical of a plate-type fuel element: an exhaustive verification of the simulations. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 7, n. 2B, p. 1-16, 2019. DOI: 10.15392/bjrs.v7i2B.621

    Abstract: The use of parallel plate-type fuel assemblies is common in nuclear research reactors. One of the main problems of this fuel element configuration is the hydraulic instability of the plates caused by the high flow velocities. The current work is focused on the hydrodynamic characterization of coolant channels typical of a flat-plate fuel element, using a numeri-cal model developed with the commercial code ANSYS CFX. Numerical results are compared to accurate analytical solutions, considering two turbulence models and three different fluid meshes. For this study, the results demonstrated that the most suitable turbulence model is the k- model. The discretization error is estimated using the Grid Conver-gence Index method. Despite its simplicity, this model generates precise flow predictions.

    Palavras-Chave: a codes; analytical solution; computerized simulation; coolants; finite difference method; fuel assemblies; fuel elements; hydrodynamics; instability; turbulent flow

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  • IPEN-DOC 24031

    MANTECON, JAVIER G. ; MATTAR NETO, MIGUEL . Simplified CFD model of coolant channels typical of a plate-type fuel element: an exhaustive verification of the simulations. 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 use of parallel plate-type fuel assemblies is common in nuclear research reactors. One of the main problems of this fuel element configuration is the hydraulic instability of the plates caused by the high flow velocities. The current work is focused on the hydrodynamic characterization of coolant channels typical of a flat-plate fuel element, using a numerical model developed with the commercial code ANSYS CFX. Numerical results are compared to accurate analytical solutions, considering two turbulence models and three different fluid meshes. For this study, the results demonstrated that the most suitable turbulence model is the k- model. The discretization error is estimated using the Grid Convergence Index method. Despite its simplicity, this model generates precise flow predictions.

    Palavras-Chave: a codes; analytical solution; computerized simulation; coolants; finite difference method; fuel assemblies; fuel elements; hydrodynamics; instability; turbulent flow

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  • IPEN-DOC 12177

    FAINER, GERSON ; MIRANDA, CARLOS A. de J. ; MATTAR NETO, MIGUEL . Structural analysis of items in the pressure boundary of the IEA-R1 research reactor heat exchanger. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 8th/ MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 15th, Sept. 30 - Oct. 5, 2007, Santos, SP. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2007, 2007.

    Palavras-Chave: a codes; boundary conditions; computerized simulation; experimental data; finite element method; heat exchangers; iear-1 reactor; nozzles; pressure dependence; stress intensity factors; stresses

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  • IPEN-DOC 26369

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. ; ALMEIDA, JOEDSON T. de ; FIGUEIREDO, CAROLINA D.R. ; CARVALHO, DANIEL S.M. ; MATTAR NETO, MIGUEL . Structural assessment of pressurizer V-102 of the circuit Orquídea. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5290-5305.

    Abstract: The Water Experimental Circuit (CEA) was built in IPEN in eighties and had the aim to perform thermal hydraulic experiments, simulating operational condition of Pressurized Water Reactors and Boiling Water Reactors. The CEA operated until 1984 and since then it was decommissioned. In order to do hydrodynamics tests in MTR fuel type elements of nuclear research reactor, in the years 2015, was conceived an experimental circuit named Orquidea, which shall operate with low pressure and temperature. This paper assess the mechanical and structural suitability of the Pressurizer V-102, that was used in the former Water Experimental Circuit (CEA) aiming reuse this vessel in new the circuit. The methodology applied to evaluate the vessel was based on ASME code, Section VIII, Division 1 & 2.

    Palavras-Chave: a codes; flanges; fuel elements; hydrodynamics; mechanical properties; nozzles; numerical solution; pressurizers; pwr type reactors; reactor vessels; stress analysis; thermal hydraulics

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  • IPEN-DOC 12090

    FAINER, GERSON ; MIRANDA, CARLOS A. de J. ; MATTAR NETO, MIGUEL . Structural assessment of the IEA-R1 research reactor core matrix plate under loads from a new pneumatic irradiation system. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 8th/ MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 15th, Sept. 30 - Oct. 5, 2007, Santos, SP. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2007, 2007.

    Palavras-Chave: a codes; computerized simulation; control elements; experimental data; finite element method; fuel elements; iear-1 reactor; reactor cores; stresses; three-dimensional calculations

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  • IPEN-DOC 26370

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. ; OLIVEIRA, CARLOS A. de ; JUNQUEIRA, FERNANDO C. ; FIGUEIREDO, CAROLINA D.R. ; SANTOS, MARCELO M. dos ; CARVALHO, DANIEL S.M. ; MATTAR NETO, MIGUEL . Structural integrity analysis of the heavy water reflector tanks of the IPEN/MB-01 Reactor. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5306-5321.

    Abstract: The IPEN/MB-01 is a zero power research reactor designed and built by IPEN in partnership with the Brazilian Navy. This reactor is located in IPEN and began operating in 1988. IPEN/MB-01 has been used as an experimental facility for studies on neutron parameters of nuclear reactors moderated by light water. In 2016, a project to modify the core structure of IPEN/MB-01 Reactor was initiated. This project aims the replacement of the rod-type fuel structure for a plate-type one. In order to optimize the performance of the experiments, four tanks filled with D2O were installed around the core. This new core will contain fuel elements that are similar to the ones that will be used in the Brazilian Multipurpose Reactor. In this paper, a complete structural integrity analysis of the four heavy water reflector tanks installed in IPEN/MB-01 Reactor is presented. A numerical analysis was performed applying the finite element method, using ANSYS software and considering ASME Code VIII, division 2.

    Palavras-Chave: a codes; finite element method; fuel elements; fuel integrity; heavy water; ipen-mb-1 reactor; numerical analysis; reactor cores; stress analysis; tanks

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  • IPEN-DOC 15301

    MIRANDA, CARLOS A.J. ; FAINER, GERSON ; MATTAR NETO, MIGUEL . Transient thermal analysis of a 1:2 scale cask for research reactors nuclear spent fuel elements considering thermal contacts and irradiation. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 9th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 16th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 1st, September 27 - October 2, 2009, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2009, 2009.

    Palavras-Chave: a codes; computerized simulation; finite element method; numerical analysis; numerical data; research reactors; scale models; specifications; spent fuel casks; spent fuel elements; temperature distribution; thermal analysis; thermal radiation

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  • IPEN-DOC 04909

    POLI, D.C.R.; MESQUITA, C.H. . Utilizacao da teoria de analise compartimental para estudar a cinetica de infiltracao na zona nao saturada em Abadia de Goias. In: 4th MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, ENCONTRO NACIONAL DE APLICACOES NUCLEARES, August 18-22, 1997, Pocos de Caldas, MG. 1997. p. 1072-1077.

    Palavras-Chave: ground water; brazil; compartments; kinetics; water influx; radioactive materials; tracer techniques; tritium; a codes

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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.

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