Navegação IPEN por autor "UMBEHAUN, PEDRO E."
- Página inicial
- →
- IPEN
- →
- Navegação IPEN por autor
- Sobre
- Perfil Técnico
- Política de funcionamento
- Ajuda
- Apresentação
Navegação IPEN por autor "UMBEHAUN, PEDRO E."
Itens para a visualização no momento 1-20 de 36
-
SABUNDJIAN, GAIANE
; ANDRADE, DELVONEI A. de
; UMBEHAUN, PEDRO E.
; TORRES, WALMIR M.
; CASTRO, ALFREDO J.A. de
; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO
; ROCHA, RICARDO T.V. da; DAMY, OSWALDO L. de A.; TORRES, EDUARDO. Analise experimental do fenomeno de circulacao natural.
In: BRAZILIAN CONGRESS OF THERMAL SCIENCES AND ENGINEERING, 11th,
5-8 Dec, 2006,
Curitiba, PR.
Anais...
2006.
Palavras-Chave: nuclear facilities; natural convection; r codes; cooling systems; flow rate
. Analise experimental do fenomeno de circulacao natural. In: BRAZILIAN CONGRESS OF THERMAL SCIENCES AND ENGINEERING, 11th, 5-8 Dec, 2006, Curitiba, PR. Anais... 2006. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/15678. 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.
-
SABUNDJIAN, GAIANE
; ANDRADE, DELVONEI A. de
; UMBEHAUN, PEDRO E.
; TORRES, WALMIR M.
; CASTRO, ALFREDO J.A. de; CONTI, THADEU das N.
; MASOTTI, PAULO H.F.
; MESQUITA, ROBERTO N. de
; PALADINO, PATRICIA A.; BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; BORGES, EDUARDO M.; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO
; ROCHA, RICARDO T.V. da; DAMY, OSVALDO L.A.. Analise teorico e experimental do fenomeno de circulacao natural.
In: ENCONTRO BRASILEIRO SOBRE EBULICAO, CONDENSACAO E ESCOAMENTO MULTIFASICO LIQUIDO-GAS, 1.,
28-29 de abril, 2008,
Florianopolis, SC.
Anais...
2008.
Palavras-Chave: nuclear facilities; natural convection; reactor cooling systems; fluid flow; two-phase flow; reactor control systems; r codes
. Analise teorico e experimental do fenomeno de circulacao natural. In: ENCONTRO BRASILEIRO SOBRE EBULICAO, CONDENSACAO E ESCOAMENTO MULTIFASICO LIQUIDO-GAS, 1., 28-29 de abril, 2008, Florianopolis, SC. Anais... 2008. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/17604. 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.
-
SABUNDJIAN, GAIANE
; CONTI, THADEU N.
; TORRES, WALMIR M.
; MACEDO, LUIZ A.
; ANDRADE, DELVONEI A.
; UMBEHAUN, PEDRO E.
; MESQUITA, ROBERTO N.
; SILVA FILHO, MAURO F.; BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; BORGES, EDUARDO M.. Analise teorico/experimental do fenomeno de circulacao natural.
In: ENCONTRO BRASILEIRO SOBRE EBULICAO, CONDENSACAO E ESCOAMENTOS MULTIFASICOS, 2.,
3-4 de maio, 2010,
Sao Carlos, SP.
Anais...
2010.
Palavras-Chave: natural convection; nuclear facilities; experimental data; computerized simulation; r codes; comparative evaluations
. Analise teorico/experimental do fenomeno de circulacao natural. In: ENCONTRO BRASILEIRO SOBRE EBULICAO, CONDENSACAO E ESCOAMENTOS MULTIFASICOS, 2., 3-4 de maio, 2010, Sao Carlos, SP. Anais... 2010. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/17981. 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.
-
ANDRADE, DELVONEI A.
; ANGELO, GABRIEL; FAINER, GERSON
; ANGELO, EDVALDO; UMBEHAUN, PEDRO E.
; TORRES, WALMIR M.
; SABUNDJIAN, GAIANE
; MACEDO, LUIZ A.
; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO
; CONTI, THADEU N.
; WATANABE, BRUNO C.; SAKAI, CAIO C.. A CFD model for the IEA-R1 reactor heat exchanger inlet nozzle flow.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd,
October 24-28, 2011,
Belo Horizonte, MG.
Proceedings...
Sao Paulo: ABEN, 2011,
2011.
Palavras-Chave: a codes; computer calculations; computerized simulation; fluid flow; fluid mechanics; fuel element clusters; general circulation models; heat exchangers; heat transfer; iear-1 reactor; nozzles; reactor cooling systems
. A CFD model for the IEA-R1 reactor heat exchanger inlet nozzle flow. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd, October 24-28, 2011, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2011, 2011. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16198. 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.
-
MESQUITA, ROBERTO N. de
; CASTRO, LEONARDO F.
; TORRES, WALMIR M.
; ROCHA, MARCELO da S.
; UMBEHAUN, PEDRO E.
; ANDRADE, DELVONEI A.
; SABUNDJIAN, GAIANE
; MASOTTI, PAULO H.F.
. Classification of natural circulation two-phase flow image patterns based on self-organizing maps of full frame DCT coefficients.
Nuclear Engineering and Design,
v. 335,
p. 161-171,
2018.
DOI:
10.1016/j.nucengdes.2018.05.019
Abstract:
Many of the recent nuclear power plant projects use natural circulation as heat removal mechanism. The accuracy of heat transfer parameters estimation has been improved through models that require precise prediction of two-phase flow pattern transitions. Image patterns of natural circulation instabilities were used to construct an automated classification system based on Self-Organizing Maps (SOMs). The system is used to investigate the more appropriate image features to obtain classification success. An efficient automated classification system based on image features can enable better and faster experimental procedures on two-phase flow phenomena studies. A comparison with a previous fuzzy inference study was foreseen to obtain classification power improvements.
In the present work, frequency domain image features were used to characterize three different natural circulation two-phase flow instability stages to serve as input to a SOM clustering algorithm. Full-Frame Discrete Cosine Transform (FFDCT) coefficients were obtained for 32 image samples for each instability stage and were organized as input database for SOM training. A systematic training/test methodology was used to verify the classification method. Image database was obtained from two-phase flow experiments performed on the Natural Circulation Facility (NCF) at Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN/CNEN), Brazil.
A mean right classification rate of 88.75% was obtained for SOMs trained with 50% of database. A mean right classificationrate of 93.98% was obtained for SOMs trained with 75% of data. These mean rates were obtained through 1000 different randomly sampled training data. FFDCT proved to be a very efficient and compact image feature to improve image-based classification systems. Fuzzy inference showed to be more flexible and able to adapt to simpler statistical features from only one image profile. FFDCT features resulted in more precise results when applied to a SOM neural network, though had to be applied to the full original grayscale matrix for all flow images to be classified.
Palavras-Chave: natural convection; two-phase flow; cooling systems; classification; brazilian cnen; diagrams; maps; coolant loops
. Classification of natural circulation two-phase flow image patterns based on self-organizing maps of full frame DCT coefficients. Nuclear Engineering and Design, v. 335, p. 161-171, 2018. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2018.05.019. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28971. 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.
-
CASTRO, ALFREDO J.A. de
; CASSIANO, DOUGLAS A.; UMBEHAUN, PEDRO E.
; CARVALHO, MARCOS R. de
; FRAJNDLICH, ROBERTO
. Comissioning of the heat exchanger for the research nuclear reactor IEA-R1.
In: LATIN AMERICAN SOCIETY/AMERICAN NUCLEAR SOCIETY SYMPOSIUM 2008,
June 16-18, 2008,
Rio de Janeiro, RJ.
Abstract...
2008.
Palavras-Chave: cooling; heat exchangers; heat transfer; heating; iear-1 reactor; reactor components; reactor cooling systems
. Comissioning of the heat exchanger for the research nuclear reactor IEA-R1. In: LATIN AMERICAN SOCIETY/AMERICAN NUCLEAR SOCIETY SYMPOSIUM 2008, June 16-18, 2008, Rio de Janeiro, RJ. Abstract... 2008. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/19265. 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.
-
CASTRO, ALFREDO J.A. de
; CASSIANO, DOUGLAS A.; UMBEHAUN, PEDRO E.
; CARVALHO, MARCOS R. de
; FRAJNDLICH, ROBERTO
. Comissioning of the new heat exchanger for the research nuclear reractor IEA-R1.
In: BRAZILIAN CONGRESS OF THERMAL ENGINEERING AND SCIENCES, 12th,
November 10-14, 2008,
Belo Horizonte, MG.
Anais...
2008.
Palavras-Chave: cooling; heat exchangers; heat transfer; heating; iear-1 reactor; reactor components; reactor cooling systems
. Comissioning of the new heat exchanger for the research nuclear reractor IEA-R1. In: BRAZILIAN CONGRESS OF THERMAL ENGINEERING AND SCIENCES, 12th, November 10-14, 2008, Belo Horizonte, MG. Anais... 2008. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16016. 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.
-
CASTRO, ALFREDO J.A. de
; UMBEHAUN, PEDRO E.
; CARVALHO, MARCOS R. de
; FRAJNDLICH, ROBERTO
; CASSIANO, DOUGLAS A.. Commissioning of the IEA-R1 nuclear reactor new heat exchanger.
Journal of Energy and Power Engineering,
v. 7,
p. 1058-1065,
2013.
Palavras-Chave: iear-1 reactor; heat exchangers; heat transfer; reactor cooling systems; isotope production reactors
. Commissioning of the IEA-R1 nuclear reactor new heat exchanger. Journal of Energy and Power Engineering, v. 7, p. 1058-1065, 2013. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/4034. 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.
-
MAPRELIAN, EDUARDO
; TORRES, WALMIR M.
; PRADO, ADELK C.
; UMBEHAUN, PEDRO E.
; FRANÇA, RENATO L.
; SANTOS, SAMUEL C.; MACEDO, LUIZ A.
; SABUNDJIAN, GAIANE
. Commissioning of the star test section for experimental simulation of loss coolant accident using the EC-208 instrumented fuel assembly of the IEA-R1 reactor.
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: commissioning; iear-1 reactor; computerized simulation; computer codes; data acquisition systems; compressed air; fuel assemblies; loss of coolant; safety; thermocouples
. Commissioning of the star test section for experimental simulation of loss coolant accident using the EC-208 instrumented fuel assembly of the IEA-R1 reactor. 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/123456789/24078. 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.
-
SABUNDJIAN, GAIANE
; ANDRADE, DELVONEI A. de
; UMBEHAUN, PEDRO E.
; TORRES, WALMIR M.
; MACEDO, LUIZ A.
; CONTI, THADEU N.
; MESQUITA, ROBERTO N. de
; ANGELO, GABRIEL. Comparison between experimental data and numerical modeling for the natural circulation phenomenon.
Journal of the Brazilian Society of Mechanical Sciences and Engineering,
v. 33,
n. 3,
p. 227-232,
2011.
Palavras-Chave: computerized simulation; experimental data; natural convection; pressure measurement; r codes; temperature dependence; thermal hydraulics; two-phase flow
. Comparison between experimental data and numerical modeling for the natural circulation phenomenon. Journal of the Brazilian Society of Mechanical Sciences and Engineering, v. 33, n. 3, p. 227-232, 2011. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/4407. 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.
-
SABUNDJIAN, GAIANE
; ANDRADE, DELVONEI A.
; UMBEHAUN, PEDRO E.
; TORRES, WALMIR M.
; MACEDO, LUIZ A.
; CONTI, THADEU N.
; MESQUITA, ROBERTO N.
; MASOTTI, PAULO H.F.
; PENHA, ROSANI M.L.; SILVA FILHO, MAURO F.; MELO, GABRIEL R.; BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; BORGES, EDUARDO M.. Comparison between experimental data and numerical modeling for the natural circulation phenomenon.
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: computerized simulation; experimental data; natural convection; pressure measurement; r codes; temperature dependence; thermal hydraulics; two-phase flow
. Comparison between experimental data and numerical modeling for the natural circulation phenomenon. 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. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16622. 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.
-
UMBEHAUN, PEDRO E.
.
Desenvolvimento de um elemento combustível instrumentado para o reator de pesquisa IEA-R1
/ Development of an instrumented fuel assembly for the IEA-R1 research reactor
.
2016.
Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
100 p.
Orientador: Delvonei Alves de Andrade.
DOI:
10.11606/T.85.2016.tde-30062016-132417
Abstract:
Após o aumento de potência do reator IEA-R1 de 2 MW para 5 MW observou-se um aumento da taxa de corrosão nas placas laterais de alguns elementos combustíveis e algumas dúvidas surgiram com relação ao valor de vazão utilizada nas análises termo-hidráulicas. A fim de esclarecer e medir a distribuição de vazão real pelos elementos combustíveis que compõe o núcleo do reator IEA-R1, um elemento combustível protótipo, sem material nuclear, chamado DMPV-01 (Dispositivo para Medida de Pressão e Vazão), em escala real, foi projetado e construído em alumínio. A vazão no canal entre dois elementos combustíveis é muito difícil de estimar ou ser medida. Esta vazão é muito importante no processo de resfriamento das placas laterais. Este trabalho apresenta a concepção e construção de um elemento combustível instrumentado para medir a temperatura real nestas placas laterais para melhor avaliar as condições de resfriamento do combustível. Quatorze termopares foram instalados neste elemento combustível instrumentado. Quatro termopares em cada canal lateral e quatro no canal central, além de um termopar no bocal de entrada e outro no bocal de saída do elemento. Existem três termopares para medida de temperatura do revestimento e um para a temperatura do fluido em cada canal. Três séries de experimentos, para três configurações distintas, foram realizadas com o elemento combustível instrumentado. Em dois experimentos uma caixa de alumínio foi instalada ao redor do núcleo para reduzir o escoamento transverso entre os elementos combustíveis e medir o impacto na temperatura das placas externas. Dada a tamanha quantidade de informações obtidas e sua utilidade no projeto, melhoria e capacitação na construção, montagem e fabricação de elementos combustíveis instrumentados, este projeto constitui um importante marco no estudo de núcleos de reatores de pesquisa. As soluções propostas podem ser amplamente utilizadas para outros reatores de pesquisa.
Palavras-Chave: iear-1 reactor; water cooled reactors; enriched uranium reactors; research reactors; reactor cores; graphite moderated reactors; beryllium moderated reactors; fuel assemblies; fuel elements; reactor components; plates; thermal hydraulics; thermal analysis; flow rate; dynamic function studies; flow regulators; temperature surveys; nuclear engineering; comparative evaluations
. Desenvolvimento de um elemento combustível instrumentado para o reator de pesquisa IEA-R1. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. 2016. 100 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2016.tde-30062016-132417. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26935. 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.
-
MACEDO, LUIZ A.
; TORRES, WALMIR M.
; SABUNDJIAN, GAIANE
; ANDRADE, DELVONEI A.
; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO
; UMBEHAUN, PEDRO E.
; CONTI, THADEU N.
; MESQUITA, ROBERTO N. de
; MASOTTI, PAULO H.F.
; ANGELO, GABRIEL. Development of a labview web-based simulator for RELAP5.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd,
October 24-28, 2011,
Belo Horizonte, MG.
Proceedings...
Sao Paulo: ABEN, 2011,
2011.
Palavras-Chave: natural convection; thermal hydraulics; temperature dependence; computerized simulation; r codes; reactors; loss of coolant; reactor accidents
. Development of a labview web-based simulator for RELAP5. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd, October 24-28, 2011, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2011, 2011. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16119. 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.
-
BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO
; BRUEL, RENATA N.; ANDRADE, DELVONEI A.
; SABUNDJIAN, GAIANE
; MACEDO, LUIZ A.
; ANGELO, GABRIEL; TORRES, WALMIR M.
; UMBEHAUN, PEDRO E.
; CONTI, THADEU N.
. Development of a VBA macro-based spreadsheet application for RELAP5 data post-processing.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd,
October 24-28, 2011,
Belo Horizonte, MG.
Proceedings...
Sao Paulo: ABEN, 2011,
2011.
Palavras-Chave: r codes; thermal hydraulics; data processing
. Development of a VBA macro-based spreadsheet application for RELAP5 data post-processing. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd, October 24-28, 2011, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2011, 2011. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/14167. 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.
-
SABUNDJIAN, GAIANE
; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO
; MESQUITA, ROBERTO N.
; MASOTTI, PAULO H.F.
; ANDRADE, DELVONEI A.
; TORRES, WALMIR M.
; UMBEHAUN, PEDRO E.
; CONTI, THADEU das N.
; ANGELO, GABRIEL. Flow regime identification in natural circulation phenomenon using RELAP5 code.
In: BRAZILIAN CONFERENCE ON BOILING, CONDENSATION AND MULTIPHASE FLOW, 2rd,
7-9 de maio, 2012,
Curitiba, PR.
Anais...
2012.
Palavras-Chave: natural convection; reactor safety; two-phase flow; computerized simulation; r codes
. Flow regime identification in natural circulation phenomenon using RELAP5 code. In: BRAZILIAN CONFERENCE ON BOILING, CONDENSATION AND MULTIPHASE FLOW, 2rd, 7-9 de maio, 2012, Curitiba, PR. Anais... 2012. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/17374. 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.
-
TORRES, WALMIR M.
; MACEDO, LUIZ A.
; SABUNDJIAN, GAIANE
; ANDRADE, DELVONEI A.
; UMBEHAUN, PEDRO E.
; CONTI, THADEU N.
; MESQUITA, ROBERTO N.
; MASOTTI, PAULO H.
; ANGELO, GABRIEL. Frequency analysis for the thermal hydraulic characterization of a natural circulation circuit.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd,
October 24-28, 2011,
Belo Horizonte, MG.
Proceedings...
Sao Paulo: ABEN, 2011,
2011.
Palavras-Chave: fluid flow; fourier transformation; heat treatments; heating; natural convection; reactor technology; reactors; thermal analysis; thermal hydraulics
. Frequency analysis for the thermal hydraulic characterization of a natural circulation circuit. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd, October 24-28, 2011, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2011, 2011. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16249. 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.
-
SABUNDJIAN, GAIANE
; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO
; CONTI, THADEU das N.
; ROCHA, MARCELO da S.
; ANDRADE, DELVONEI A. de
; TORRES, WALMIR M.
; MACEDO, LUIZ A.
; UMBEHAUN, PEDRO E.
; MESQUITA, ROBERTO N. de
; LIMA, ANA C. de S.
. Heat transfer mode in the core of the Angra 2 nuclear power plant during small break loca obtained with RELAP5 code.
In: REUNIÃO DE TRABALHO SOBRE FÍSICA NUCLEAR NO BRASIL, 36.,
1-5 de Setembro, 2013,
São Sebastião, SP.
Resumo...
São Paulo: Sociedade Brasileira de Física,
2013.
p. 1-1.
Abstract:
This work aims to identify the heat transfer mode with RELAP5/MOD3.2.gama code in the core of Angra 2
facility. The postulate accident is the Loss of Coolant Accident (LOCA) in the primary circuit for Small Break
(SB), which is described in Chapter 15 of the Final Safety Analysis Report of Angra 2 (FSAR). The accident
consists basically of the total break of the cold leg of Angra 2 facility. The rupture area considered was 380 cm2,
which represents 100% of the primary circuit pipe °ow area. The Emergency Core Cooling System (ECCS)
e±ciency is also tested in this accident. In this simulation, failure and repair criteria are adopted for the ECCS
components in order to verify the system operation e±ciency - preserving the integrity of the reactor core and
guaranteeing its cooling - as expected by the project design. SBLOCA accidents are characterized by a fast
blowdown in the primary circuit to values that activate the low pressure injection system followed by the water
injection from the accumulators. The thermal-hydraulic processes inherent to the accident phenomenon, such
as hot leg vaporization and consequently core vaporization cause inappropriate °ow distribution in the reactor
core that can lead to reduction in the core liquid level, up to the point that the ECCS is able to re°ood it.
This work shows the mode numbers and the wall convection heat transfer used in the RELAP5 code that were
accessed during the execution of the program. The results showed that the numerical simulations with RELAP5
were satisfactory and that the ECCS worked e±ciently, guaranteeing the integrity of the reactor core.
. Heat transfer mode in the core of the Angra 2 nuclear power plant during small break loca obtained with RELAP5 code. In: REUNIÃO DE TRABALHO SOBRE FÍSICA NUCLEAR NO BRASIL, 36., 1-5 de Setembro, 2013, São Sebastião, SP. Resumo... São Paulo: Sociedade Brasileira de Física, 2013. p. 1-1. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/27635. Acesso em: $DATA.Como referenciar este item
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.
-
DOMINGOS, DOUGLAS B.; CONTI, THADEU das N.
; YAMAGUCHI, MITSUO
; SILVA, JOSE E.R. da
; ANDRADE, DELVONEI A. de
; UMBEHAUN, PEDRO E.
; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO
. Irradiacao de miniplacas de elementos combustiveis tipo dispersao de reatores de pesquisa.
In: ENCONTRO LATINO AMERICANO DE INICIACAO CIENTIFICA, 12.; ENCONTRO LATINO AMERICANO DE POS-GRADUACAO - UNIVERSIDADE DO VALE DO PARAIBA, 8.,
16-17 de outubro, 2008,
Sao Jose dos Campos.
Anais...
2008.
Palavras-Chave: research reactors; fuel elements; fuel plates; dispersion nuclear fuels; irradiation
. Irradiacao de miniplacas de elementos combustiveis tipo dispersao de reatores de pesquisa. In: ENCONTRO LATINO AMERICANO DE INICIACAO CIENTIFICA, 12.; ENCONTRO LATINO AMERICANO DE POS-GRADUACAO - UNIVERSIDADE DO VALE DO PARAIBA, 8., 16-17 de outubro, 2008, Sao Jose dos Campos. Anais... 2008. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/18907. 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.
-
UMBEHAUN, PEDRO E.
.
Metodologia para analise termo-hidraulica de reatores de pesquisa tipo piscina com combustivel tipo placa.
2000.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
Sao Paulo.
110 p.
Orientador: Antonio Teixeira e Silva.
Palavras-Chave: research reactors; pool type reactors; fuel plates; reactor cores; fluid flow; heat transfer; computer calculations
. Metodologia para analise termo-hidraulica de reatores de pesquisa tipo piscina com combustivel tipo placa. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. 2000. 110 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10796. 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.
-
DOMINGOS, DOUGLAS B.; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO
; UMBEHAUN, PEDRO E.
; SILVA, JOSE E.R. da
; CONTI, THADEU das N.
; YAMAGUCHI, MITSUO
. Neutronic, thermal-hydraulic and accident analysis calculations for an irradiation device to be used in the qualification process of dispersion fuels in the IEA-R1 research reactor.
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: c codes; dispersion nuclear fuels; f codes; flow rate; iear-1 reactor; irradiation devices; l codes; loss of coolant; reactor cores; t codes; thermal hydraulics; uranium oxides u3o8
. Neutronic, thermal-hydraulic and accident analysis calculations for an irradiation device to be used in the qualification process of dispersion fuels in the IEA-R1 research reactor. 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. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16611. 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.
Itens para a visualização no momento 1-20 de 36
Buscar no repositório
Navegar
Minha conta
Visualizar
A pesquisa no RD utiliza os recursos de busca da maioria das bases de dados. No entanto algumas dicas podem auxiliar para obter um resultado mais pertinente.
✔ É possível efetuar a busca de um autor ou um termo em todo o RD, por meio do Buscar no Repositório , isto é, o termo solicitado será localizado em qualquer campo do RD. No entanto esse tipo de pesquisa não é recomendada a não ser que se deseje um resultado amplo e generalizado.
✔ A pesquisa apresentará melhor resultado selecionando um dos filtros disponíveis em Navegar
✔ Os filtros disponíveis em Navegar tais como: Coleções, Ano de publicação, Títulos, Assuntos, Autores, Revista, Tipo de publicação são autoexplicativos. O filtro, Autores IPEN apresenta uma relação com os autores vinculados ao IPEN; o ID Autor IPEN 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; Tipo de acesso diz respeito à acessibilidade do documento, isto é , sujeito as leis de direitos autorais, ID RT apresenta a relação dos relatórios técnicos, restritos para consulta das comunidades indicadas.
A opção Busca avançada utiliza os conectores da lógica boleana, é o melhor recurso para combinar chaves de busca e obter documentos relevantes à sua pesquisa, utilize os filtros apresentados na caixa de seleção para refinar o resultado de busca. Pode-se adicionar vários filtros a uma mesma busca.
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
✔ Para indexação dos documentos é utilizado o Thesaurus do INIS, especializado na área nuclear e utilizado em todos os países membros da International Atomic Energy Agency – IAEA , 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.
✔ O RD disponibiliza um quadro estatístico de produtividade, onde é possível visualizar o número dos trabalhos agrupados por tipo de coleção, a medida que estão sendo depositados no RD.
✔ Na página inicial nas referências são sinalizados todos os autores IPEN, ao clicar nesse símbolo será aberta uma nova página correspondente à aquele autor – trata-se da página do pesquisador.
✔ 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).
ATENÇÃO!
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.