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Navegação IPEN por autor "UMBEHAUN, P.E."
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UMBEHAUN, P.E.
; TEIXEIRA e SILVA, A.
; ANDRADE, D.A.
.
Analise do resfriamento de canais entre elementos combustiveis de reatores de pesquisa.
In: REGIONAL CONGRESS ON RADIATION PROTECTION AND SAFETY, 5th, REGIONAL IRPA CONGRESS,
Apr. 29 - May 4, 2001,
Recife, PE.
Proceedings...
Recife: SBPR, 2001,
2001.
Palavras-Chave:
fuel channels;
cooling;
fuel plates;
pool type reactors;
iear-1 reactor;
reactor cores;
thermal hydraulics;
m codes;
computer codes;
reactor safety
UMBEHAUN, P.E.; TEIXEIRA e SILVA, A.; ANDRADE, D.A.
Analise do resfriamento de canais entre elementos combustiveis de reatores de pesquisa.
In:
REGIONAL CONGRESS ON RADIATION PROTECTION AND SAFETY, 5th, REGIONAL IRPA CONGRESS,
Apr. 29 - May 4, 2001,
Recife, PE.
Proceedings...
Recife: SBPR, 2001,
2001.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/15231. Acesso em: $DATA.
Esta 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.
Como referenciar este item
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YAMAGUCHI, M.
; UMBEHAUN, P.E.
; FANARO, L.C.C.B.
.
Analise neutronica e termo-hidraulica do experimento de operacao continua de 48 horas a 5MW do reator IEA-R1.
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. 155-160.
Palavras-Chave:
iear-1 reactor;
nuclear engineering;
isotope production;
molybdenum 99;
reactivity worths;
control elements;
xenon 135;
thermal analysis
YAMAGUCHI, M.; UMBEHAUN, P.E.; FANARO, L.C.C.B.
Analise neutronica e termo-hidraulica do experimento de operacao continua de 48 horas a 5MW do reator IEA-R1.
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. 155-160.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/12122. Acesso em: $DATA.
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UMBEHAUN, P.E.
; TORRES, W.M.
; ANDRADE, D.A.
.
Analise termo-hidraulica das placas externas de um elemento combustivel tipo placa utilizado no reator de pesquisa IEA-R1.
In: BRAZILIAN CONGRESS OF THERMAL SCIENCES AND ENGINEERING, 10th,
Nov. 29 - Dec. 03, 2004,
Rio de Janeiro, RJ.
Proceedings...
2004.
Palavras-Chave:
iear-1 reactor;
fuel elements;
fuel plates;
cooling;
thermal hydraulics;
safety
UMBEHAUN, P.E.; TORRES, W.M.; ANDRADE, D.A.
Analise termo-hidraulica das placas externas de um elemento combustivel tipo placa utilizado no reator de pesquisa IEA-R1.
In:
BRAZILIAN CONGRESS OF THERMAL SCIENCES AND ENGINEERING, 10th,
Nov. 29 - Dec. 03, 2004,
Rio de Janeiro, RJ.
Proceedings...
2004.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/17475. Acesso em: $DATA.
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UMBEHAUN, P.E.
; BASTOS, J.L.F.
.
Analise termo-hidraulica para aumento de potencia do reator IEA-R1.
In: 6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR,
27 de outubro - 1 de novembro, 1996,
Rio de Janeiro, RJ.
1996.
Palavras-Chave:
iear-1 reactor;
conversion;
hydraulics;
reactor cores;
computerized simulation
UMBEHAUN, P.E.; BASTOS, J.L.F.
Analise termo-hidraulica para aumento de potencia do reator IEA-R1.
In:
6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR,
27 de outubro - 1 de novembro, 1996,
Rio de Janeiro, RJ.
1996.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/13587. Acesso em: $DATA.
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UMBEHAUN, P.E.
; YORIYAZ, H.
; YAMAGUCHI, M.
.
Calculo de temperatura no silicio irradiado no reator IEA-R1.
Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento,
v. 4,
n. 2,
p. 315-318,
2002.
Palavras-Chave:
silicon;
irradiation;
heat transfer;
monte carlo method;
m codes;
temperature measurement;
temperature distribution;
temperature range 0273-0400 k;
temperature range 0400-1000 k;
thermal hydraulics
UMBEHAUN, P.E.; YORIYAZ, H.; YAMAGUCHI, M.
Calculo de temperatura no silicio irradiado no reator IEA-R1.
Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento,
v. 4,
n. 2,
p. 315-318,
2002.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/6007. Acesso em: $DATA.
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UMBEHAUN, P.E.
; YORIYAZ, H.
; YAMAGUCHI, M.
.
Calculo de temperatura no silicio irradiado no reator IEA-R1.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; NATIONAL MEETING OF REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 13th,
Aug. 11-16, 2002,
Rio de Janeiro, RJ.
Proceedings...
Rio de Janeiro: ABEN, 2002,
2002.
Palavras-Chave:
silicon;
irradiation;
heat transfer;
monte carlo method;
m codes;
temperature measurement;
temperature distribution;
temperature range 0273-0400 k;
temperature range 0400-1000 k;
thermal hydraulics
UMBEHAUN, P.E.; YORIYAZ, H.; YAMAGUCHI, M.
Calculo de temperatura no silicio irradiado no reator IEA-R1.
In:
INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; NATIONAL MEETING OF REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 13th,
Aug. 11-16, 2002,
Rio de Janeiro, RJ.
Proceedings...
Rio de Janeiro: ABEN, 2002,
2002.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16951. Acesso em: $DATA.
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ANDRADE, D.A.
; ANGELOA, G.
; ANGELO, E.; SANTOS, P.H.G.
; OLIVEIRA, F.B.V.
; TORRES, W.M.
; UMBEHAUN, P.E.
; SOUZA, J.A.B.
; BELCHIOR JUNIOR, A.
; SABUNDJIAN, G.
; PRADO, A.C.
.
A CFD numerical model for the flow distribution in a MTR fuel element.
In: 60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS,
November 28 - December 01, 2017,
São Paulo, SP.
Abstract...
São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares,
2017.
p. 91-91.
Abstract:
Previously, an instrumented dummy fuel element (DMPV-01), with the same
geometric characteristics of a MTR fuel element, was designed and constructed for
pressure drop and flow distribution measurement experiments at the IEA-R1 reactor
core. This dummy element was also used to measure the flow distribution among the
rectangular flow channels formed by element fuel plates. A CFD numerical model
was developed to complement the studies. This work presents the proposed CFD
model as well as a comparison between numerical and experimental results of flow
rate distribution among the internal flow channels. Numerical results show that the
model reproduces the experiments very well and can be used for the studies as a
more convenient and complementary tool.
Palavras-Chave:
computerized simulation;
distribution;
flow rate;
fuel elements;
iear-1 reactor;
materials testing reactors;
numerical solution;
reactor channels;
reactor cores;
thermal hydraulics
ANDRADE, D.A.; ANGELOA, G.; ANGELO, E.; SANTOS, P.H.G.; OLIVEIRA, F.B.V.; TORRES, W.M.; UMBEHAUN, P.E.; SOUZA, J.A.B.; BELCHIOR JUNIOR, A.; SABUNDJIAN, G.; PRADO, A.C.
A CFD numerical model for the flow distribution in a MTR fuel element.
In:
60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS,
November 28 - December 01, 2017,
São Paulo, SP.
Abstract...
São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares,
2017.
p. 91-91.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28792. Acesso em: $DATA.
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CASTRO, A.J.A. de
; UMBEHAUN, P.E.
; CARVALHO, M.R.
.
Comissioning of the IEA-R1 nuclear reactor new heat exchanger.
In: 60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS,
November 28 - December 01, 2017,
São Paulo, SP.
Abstract...
São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares,
2017.
p. 57-57.
Abstract:
This work presents results on the commissioning of the new heat exchanger of
the IEA-R1 nuclear reactor in the occasion of its operational power upgrade from 2
MW to 5 MW, in comparison to the values calculated in the project of IESA Design
and Equipments Company. This reactor is a swimming pool type, light water
moderated and with graphite reflectors, used for research purposes and medical radioisotopes
production. During monitoring procedures, issues were observed on the
reactor operation at 5 MW mainly due to the ageing of the reactor’s oldest heat
exchanger (TC-A) and excessive vibrations at high flow rates on the other installed
heat exchanger (TC-B). So it was decided to provide a new IESA heat exchanger
with 5 MW capacity to definitely substitute the TC-A heat exchanger. The results
show that the IEA-R1 nuclear reactor can be operated safely and continuously at 5
MW with the new IESA heat exchanger.
CASTRO, A.J.A. de; UMBEHAUN, P.E.; CARVALHO, M.R.
Comissioning of the IEA-R1 nuclear reactor new heat exchanger.
In:
60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS,
November 28 - December 01, 2017,
São Paulo, SP.
Abstract...
São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares,
2017.
p. 57-57.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28754. Acesso em: $DATA.
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Como referenciar este item
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SANTOS, A.; PERROTTA, J.A.
; BASTOS, J.L.F.
; YAMAGUCHI, M.
; UMBEHAUN, P.E.
.
Core calculations for the upgrading of the IEA-R1 Research Reactor.
In: 21st INTERNATIONAL MEETING ON REDUCED ENRICHMENT FOR RESEARCH AND TEST REACTORS,
October 18-23, 1998,
Sao Paulo, SP.
1998.
Palavras-Chave:
iear-1 reactor;
modifications;
computer calculations;
reactor cores;
fuel elements;
design;
heat transfer;
two-dimensional calculations;
three-dimensional calculations;
computer codes
SANTOS, A.; PERROTTA, J.A.; BASTOS, J.L.F.; YAMAGUCHI, M.; UMBEHAUN, P.E.
Core calculations for the upgrading of the IEA-R1 Research Reactor.
In:
21st INTERNATIONAL MEETING ON REDUCED ENRICHMENT FOR RESEARCH AND TEST REACTORS,
October 18-23, 1998,
Sao Paulo, SP.
1998.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/12171. Acesso em: $DATA.
Esta 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.
Como referenciar este item
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TEIXEIRA e SILVA, A.
; ALMEIDA, C.T.; UMBEHAUN, P.E.
; TAMAGUCHI, M.; SILVA, J.E.R.
; LUCKI, G..
Desempenho sob irradiacao de elementos combustiveis do tipo U-MO.
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:
materials testing reactors;
nuclear fuels;
fuel elements;
reactor materials;
uranium alloys;
irradiation procedures;
molybdenum additions;
aluminium;
iear-1 reactor;
pool type reactors
TEIXEIRA e SILVA, A.; ALMEIDA, C.T.; UMBEHAUN, P.E.; TAMAGUCHI, M.; SILVA, J.E.R.; LUCKI, G.
Desempenho sob irradiacao de elementos combustiveis do tipo U-MO.
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.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/17568. Acesso em: $DATA.
Esta 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.
Como referenciar este item
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TORRES, W.M.
; UMBEHAUN, P.E.
; BAPTISTA FILHO, B.D.
; SILVA, J.E.R.
; ZEITUNI, C.A.
; TEIXEIRA e SILVA, A.
.
Desenvolvimento e utilizacao de elementos instrumentados e sistemas de inspecao visual para reatores nucleares de pesquisa.
In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 2.,
12-16 ago, 2002,
Joao Pessoa, PB.
Anais...
2002.
Palavras-Chave:
iear-1 reactor;
fluid flow;
reactor cores;
fuel elements;
safety analysis;
reactor safety
TORRES, W.M.; UMBEHAUN, P.E.; BAPTISTA FILHO, B.D.; SILVA, J.E.R.; ZEITUNI, C.A.; TEIXEIRA e SILVA, A.
Desenvolvimento e utilizacao de elementos instrumentados e sistemas de inspecao visual para reatores nucleares de pesquisa.
In:
CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 2.,
12-16 ago, 2002,
Joao Pessoa, PB.
Anais...
2002.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16924. Acesso em: $DATA.
Esta 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.
Como referenciar este item
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CASTRO, A.J.A.
; UMBEHAUN, P.E.
; BASTOS, J.L.F.
.
Determinacao dos coeficientes de perda de carga nos elementos do nucleo do reator IEA-R1.
In: 6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR,
27 de outubro - 1 de novembro, 1996,
Rio de Janeiro, RJ.
1996.
Palavras-Chave:
iear-1 reactor;
fuel elements;
losses;
radiation pressure;
f codes
CASTRO, A.J.A.; UMBEHAUN, P.E.; BASTOS, J.L.F.
Determinacao dos coeficientes de perda de carga nos elementos do nucleo do reator IEA-R1.
In:
6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR,
27 de outubro - 1 de novembro, 1996,
Rio de Janeiro, RJ.
1996.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/12807. Acesso em: $DATA.
Esta 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.
Como referenciar este item
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CASTRO, A.J.A. de
; UMBEHAUN, P.E.
.
Determination of pressure loss coefficients in the elements of the IEA-R1 reactor nuclei.
In: 60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS,
November 28 - December 01, 2017,
São Paulo, SP.
Abstract...
São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares,
2017.
p. 58-58.
Abstract:
The flow distribution in the different elements that compose the core of the IEAR1
reactor is one of the main parameters for its thermo-hydraulic analysis. Currently
this distribution is estimated with the code "FLOW" that uses existing correlations
in the literature for the estimation of the singular and distributed pressure losses. In
order to validate the code, a test bench was set up to survey the load loss in the
elements that make up the reactor core for different levels of flow in the elements.
CASTRO, A.J.A. de; UMBEHAUN, P.E.
Determination of pressure loss coefficients in the elements of the IEA-R1 reactor nuclei.
In:
60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS,
November 28 - December 01, 2017,
São Paulo, SP.
Abstract...
São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares,
2017.
p. 58-58.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28755. Acesso em: $DATA.
Esta 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.
Como referenciar este item
-
UMBEHAUN, P.E.
; ANDRADE, D.A.
; TORRES, W.M.
; YAMAGUCHI, M.
.
Dimensionamento termo-hidraulico de um dispositivo de irradiacao de mini-placas combustiveis para o reator IEA-R1.
Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento,
v. 4,
n. 2,
p. 178-183,
2002.
Palavras-Chave:
irradiation devices;
fuel plates;
dimensions;
thermal hydraulics;
computer calculations;
parametric analysis;
iear-1 reactor
UMBEHAUN, P.E.; ANDRADE, D.A.; TORRES, W.M.; YAMAGUCHI, M.
Dimensionamento termo-hidraulico de um dispositivo de irradiacao de mini-placas combustiveis para o reator IEA-R1.
Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento,
v. 4,
n. 2,
p. 178-183,
2002.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/6006. Acesso em: $DATA.
Esta 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.
Como referenciar este item
-
UMBEHAUN, P.E.
; ANDRADE, D.A.
; TORRES, W.M.
; YAMAGUCHI, M.
.
Dimensionamento termo-hidraulico de um dispositivo de irradiacao de mini-placas combustiveis para o reator IEA-R1.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; NATIONAL MEETING OF REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 13th,
Aug. 11-16, 2002,
Rio de Janeiro, RJ.
Proceedings...
Rio de Janeiro: ABEN, 2002,
2002.
Palavras-Chave:
irradiation devices;
fuel plates;
dimensions;
thermal hydraulics;
computer calculations;
parametric analysis;
iear-1 reactor
UMBEHAUN, P.E.; ANDRADE, D.A.; TORRES, W.M.; YAMAGUCHI, M.
Dimensionamento termo-hidraulico de um dispositivo de irradiacao de mini-placas combustiveis para o reator IEA-R1.
In:
INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; NATIONAL MEETING OF REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 13th,
Aug. 11-16, 2002,
Rio de Janeiro, RJ.
Proceedings...
Rio de Janeiro: ABEN, 2002,
2002.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16952. Acesso em: $DATA.
Esta 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.
Como referenciar este item
-
TORRES, W.M.
; UMBEHAUN, P.E.
; BAPTISTA FILHO, B.D.
; ALMEIDA, J.C.
; SOUZA, J.A.B.
; SILVA, D.G.
.
Distribuicao de vazao no nucleo do reator de pesquisas IEA-R1.
In: CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA MECANICA, 16.,
26-30 nov, 2001,
Uberlandia, MG.
2001.
Palavras-Chave:
iear-1 reactor;
reactor cores;
fuel elements;
fluid flow;
thermal hydraulics;
reactor safety
TORRES, W.M.; UMBEHAUN, P.E.; BAPTISTA FILHO, B.D.; ALMEIDA, J.C.; SOUZA, J.A.B.; SILVA, D.G.
Distribuicao de vazao no nucleo do reator de pesquisas IEA-R1.
In:
CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA MECANICA, 16.,
26-30 nov, 2001,
Uberlandia, MG.
2001.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16894. Acesso em: $DATA.
Esta 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.
Como referenciar este item
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MAPRELIAN, E.
; TORRES, W.M.
; BELCHIOR JUNIOR, A.
; UMBEHAUN, P.E.
; SANTOS, S.C.
; FRANÇA, R.L.
; PRADO, A.C.
; MACEDO, L.A.
; SILVA, A.T. E
; BERRETTA, J.R.
; SABUNDJIAN, G.
.
Experiments of loss of coolant in the IEA-R1 reactor.
In: 60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS,
November 28 - December 01, 2017,
São Paulo, SP.
Abstract...
São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares,
2017.
p. 58-58.
Abstract:
The Loss of Coolant Accident (LOCA) has been considered Design Basis Accident
(DBA) for several kind of reactors. The test section for experimental (STAR)
for simulation of LOCA, using the Instrumented Fuel Assembly (IFA) EC-208 was
designed, assembled, commissioned, and used for the experiments at the IEA-R1
Reactor. The experiments were performed for five different levels of fuel uncovering
and two heat decay conditions. The five levels consisted of one total and four partial
uncovering of the IFA. The results obtained for each experiment were the section
level and 13 IFA temperatures. A data acquisition system was used to record the
process parameters. The STAR section has proved to be a very safe and efficient
tool for fuel uncovering experiments to obtain thermal-hydraulic data for research and
development, and for the data to be compared with safety analysis code calculations.
MAPRELIAN, E.; TORRES, W.M.; BELCHIOR JUNIOR, A.; UMBEHAUN, P.E.; SANTOS, S.C.; FRANÇA, R.L.; PRADO, A.C.; MACEDO, L.A.; SILVA, A.T. E; BERRETTA, J.R.; SABUNDJIAN, G.
Experiments of loss of coolant in the IEA-R1 reactor.
In:
60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS,
November 28 - December 01, 2017,
São Paulo, SP.
Abstract...
São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares,
2017.
p. 58-58.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28756. Acesso em: $DATA.
Esta 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.
Como referenciar este item
-
OLIVEIRA, F.B.V.
; ANDRADE, D.A.
; ANGELO, E.; ANGELO, G.
; BELCHIOR JUNIOR, A.
; TORRES, W.M.
; UMBEHAUN, P.E.
.
Gamma stability and powder formation of UMo alloys.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 12th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 19th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 4th,
October 4-9, 2015,
São Paulo, SP.
Proceedings...
2015.
Palavras-Chave:
gamma radiation;
stability;
powders;
alloys;
eutectoids;
molybdenum;
uranium
OLIVEIRA, F.B.V.; ANDRADE, D.A.; ANGELO, E.; ANGELO, G.; BELCHIOR JUNIOR, A.; TORRES, W.M.; UMBEHAUN, P.E.
Gamma stability and powder formation of UMo alloys.
In:
INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 12th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 19th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 4th,
October 4-9, 2015,
São Paulo, SP.
Proceedings...
2015.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/24000. Acesso em: $DATA.
Esta 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.
Como referenciar este item
-
UMBEHAUN, P.E.
; ANDRADE, D.A. de
; TORRES, W.M.
; RICCI FILHO, W.
.
IEA-R1 Nuclear Reactor: Facility specification and experimental results.
In: INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY (Ed.).
Research reactor benchmarking database.
Vienna: IAEA,
2015.
p. 1-30,
(Tecnical Reports Series, 480).
Palavras-Chave:
iear-1 reactor;
nuclear facilities;
experimental data;
pipes;
fuel assemblies;
burnup;
delayed neutrons;
prompt neutrons;
void coefficient
UMBEHAUN, P.E.; ANDRADE, D.A. de; TORRES, W.M.; RICCI FILHO, W.
IEA-R1 Nuclear Reactor: Facility specification and experimental results.
In:
INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY (ed.).
Research reactor benchmarking database.
Vienna: IAEA,
2015.
p. 1-30.
(Tecnical Reports Series, 480).
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25828. Acesso em: $DATA.
Esta 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.
Como referenciar este item
-
UMBEHAUN, P.E.
; ANDRADE, D.A.
; TORRES, W.M.
; RICCI, W.
.
Instrumented fuel assembly.
In: 60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS,
November 28 - December 01, 2017,
São Paulo, SP.
Abstract...
São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares,
2017.
p. 87-88.
Abstract:
The flow rate in the channel between two fuel assemblies is very difficult to
estimate or measured. This flow rate is very important to the cooling process of the
external plates. This work presents the project and construction of an instrumented
fuel assembly with the objectives of perform more accurate safety analysis for the
IEA-R1 reactor; determine the actual cooling conditions (mainly in the outermost
fuel plate) and validate computer codes used for thermalhydraulic and safety analysis
of research reactors. Fourteen thermocouples were installed in this instrumented
fuel assembly. Four in each lateral channel, one in the inlet nozzle and one in the outlet nozzle. There are three thermocouples in each channel to measure the
clad temperature and one thermocouple to measure the fluid temperature. Three
series of experiments, for three different core configuration were carried out with
the instrumented fuel assembly. In two experiments a box was installed around the
core to reduce the cross flow between the fuel assembly and measure the impact
in the temperatures of external plates. The experimental results obtained with the
instrumented fuel element are very consistent with the phenomenology involved.
Given the amount of information generated and its utility in the design, improvement
and qualification in construction, assembly and manufacturing of instrumented fuel,
this project turned out to be an important landmark on the thermal-hydraulic study
of research reactor cores. The proposed solutions could be useful for other research
reactors.
UMBEHAUN, P.E.; ANDRADE, D.A.; TORRES, W.M.; RICCI, W.
Instrumented fuel assembly.
In:
60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS,
November 28 - December 01, 2017,
São Paulo, SP.
Abstract...
São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares,
2017.
p. 87-88.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28789. Acesso em: $DATA.
Esta 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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diz respeito ao número único de identificação de cada autor constante no RD e sob o qual estão agrupados todos os seus trabalhos independente das variáveis do seu nome;
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A opção
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Exemplo:
Buscar os artigos apresentados em um evento internacional de 2015, sobre loss of coolant, do autor Maprelian.
Autor: Maprelian
Título: loss of coolant
Tipo de publicação: Texto completo de evento
Ano de publicação: 2015
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, por esse motivo, utilize os termos de busca de assunto em inglês; isto não exclui a busca livre por palavras, apenas o resultado pode não ser tão relevante ou pertinente.
✔ 95% do RD apresenta o texto completo do documento com livre acesso, para aqueles que apresentam o significa que e o documento está sujeito as leis de direitos autorais, solicita-se nesses casos contatar a Biblioteca do IPEN,
bibl@ipen.br
.
✔ Ao efetuar a busca por um autor o RD apresentará uma relação de todos os trabalhos depositados no RD. No lado direito da tela são apresentados os coautores com o número de trabalhos produzidos em conjunto bem como os assuntos abordados e os respectivos anos de publicação agrupados.
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✔ Na página do pesquisador, é possível verificar, as variações do nome, a relação de todos os trabalhos com texto completo bem como um quadro resumo numérico; há links para o Currículo Lattes e o Google Acadêmico ( quando esse for informado).
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ESTE TEXTO "AJUDA" ESTÁ SUJEITO A ATUALIZAÇÕES CONSTANTES, A MEDIDA QUE NOVAS FUNCIONALIDADES E RECURSOS DE BUSCA FOREM SENDO DESENVOLVIDOS PELAS EQUIPES DA BIBLIOTECA E DA INFORMÁTICA.
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.