Navegação IPEN por Autores IPEN "SABUNDJIAN, G."

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  • IPEN-PUB-100

    SABUNDJIAN, G. . Adaptacao do programa RELAP4/MOD5 ao sistema computacional do IPEN-CNEN/SP, cujas modificacoes deram origem a versao RELAP4/SAS/MOD5. 1988. 43 p.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; r codes; computer codes; computerized simulation

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  • IPEN-PUB-349

    SABUNDJIAN, G. ; ISHIGURO, Y. . Analise basica e comparacao das caracteristicas do GCFR e LMFBR com o ciclo do torio pela teoria de difusao em um grupo de energia. 1991. 16 p.

    Palavras-Chave: gcfr type reactors; lmfbr type reactors; thorium cycle; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 05134

    SABUNDJIAN, G. ; ISHIGURO, Y. . Analise basica e comparacao das caracteristicas do GCFR e LMFBR no ciclo do torio pela tecnica de difusao em um grupo de energia. In: 3o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES, 11-14 de dezembro, 1982, Itaipava, RJ. 1982. p. 264-273.

    Palavras-Chave: gcfr type reactors; lmfbr type reactors; nuclear fuels; comparative evaluations; cross sections; calculation methods; m codes; criticality; neutron diffusion equation; breeding

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  • IPEN-PUB-352

    SABUNDJIAN, G. ; CONTI, T.N. ; MARRA NETO, A. . Analise da vareta combustivel de Angra 1 durante o acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura. 1991. 15 p.

    Palavras-Chave: angra-1 reactor; reactor accidents; loss of coolant; fuel rods

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  • IPEN-DOC 03931

    SABUNDJIAN, G. ; CONTI, T.N. ; MARRA NETO, A. . Analise da vareta combustivel de Angra-1 durante o acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura. In: 3o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 22-27 de julho, 1990, Rio de Janeiro, RJ. 1990. p. 31-40.

    Palavras-Chave: fuel elements; angra-1 reactor; loss of coolant; reactor accidents

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  • IPEN-DOC 05008

    SABUNDJIAN, G. ; CONTI, T.N. ; MORANDINI, C.J.. Analise do desempenho do combustivel durante uma APRPGR na usina nuclear de ANGRA-1. 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. 501-506.

    Palavras-Chave: angra-1 reactor; fuel pellets; fuel element failure; reactor accidents; loss of coolant; thermal analysis; r codes; computerized simulation

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  • IPEN-DOC 26388

    AGUIAR, ANDRE S. ; LEE, SEUNG M. ; SABUNDJIAN, G. . Analysis of the protective actions in the Emergency Planning Zones (EPZs) in the Angra dos Reis region through the calculation of the dose for public individuals due to a severe accident at the Angra 2 Nuclear Plant. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5862-5876.

    Abstract: This work presents the results of the computational simulations of the consequences of a severe accident in Angra 2 nuclear power plant. The severe accident was supposed to be caused by a rupture of 380cm2 in the primary reactor coolant system resulting in loss of coolant. Since the area of the rupture is quite smaller than the total flow area of the pipe of the primary coolant system, 4418cm2, the accident is classified as a small break loss of coolant accident. However, this rupture by itself would not bring the system about a severe accident, which must involve a considerable damage in the nuclear core. Thus, some boundary conditions were added to the problem in order to set a scenario of this kind of accident, which was simulated by means of the MELCOR code. The results obtained by this code show that the release of the radionuclide to the environment starts at the opening of the containment relief valve, and this valve, in turn, opens when the containment pressure reaches 7bar, at 168 hours after the break of the pipe of the coolant system, according to the simulation. The program used for calculation of the release of the radionuclides to the surrounding region of the nuclear plant was the CALMET/CALPUFF code, so that the atmospheric and transport model were elaborated for this code. A source term was used in order to carry out an analysis of the protective actions in the emergency planning zones by means dose calculation for individuals of the public, and it was based on two different scenarios: first scenario, release of the total activity to the atmosphere of Xe, Cs, Ba and Te, after 2h simulation and second scenario, release of the total activity to the atmosphere of Xe, Cs, Ba and Te, after 168h of simulation.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; boundary conditions; c codes; emergency plans; fission product release; loss of coolant; m codes; radiation doses; radiation protection; radioactive materials; radioactivity; reactor accident simulation; severe accidents

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  • IPEN-DOC 07183

    SABUNDJIAN, G. ; CABRAL, E.L.L. . Aplicacao do metodo da expansao em funcoes hierarquicas na solucao das equacoes de Navier-Stokes para fluidos incompressiveis. In: CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 8.; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, 12., 15-20 out, 2000, Rio de Janeiro, RJ. Anais... Rio de Janeiro: ABEN, 2000, 2000.

    Palavras-Chave: incompressible flow; laminar flow; navier-stokes equations; legendre polynomials; finite element method; galerkin-petrov method

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  • IPEN-DOC 04159

    MAPRELIAN, E. ; SABUNDJIAN, G. ; CONTI, T.N. ; MOREIRA, J.M.L. . Avaliacao dos codigos da linha RELAP para estimativa de fluxo de calor critico. In: 8o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, 17-20 de setembro, 1991, Atibaia, SP. 1991. p. 311-314.

    Palavras-Chave: r codes; critical heat flux

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  • IPEN-DOC 23821

    MENZEL, F. ; SABUNDJIAN, G. ; DAURIA, F.. BEPU-FSAR: a new paradigm in nuclear reactor safety. In: SAFETY IN REACTOR OPERATIONS, February 12-16, 2017, Vienna, Austria. Proceedings... Brussels, Belgium: European Nuclear Society, 2017.

    Abstract: To perform an entire FSAR based on BEPU (Best Estimated Plus Uncertainty), a homogenization of the analysis is proposed. The first step towards BEPU-FSAR requires identification and characterization of the FSAR parts where the numerical analyses are needed. The next step consists of creating a list of key technological areas where the relations between so-called key disciplines and the key topics are established. Considering the successful applications of BEPU methodology to the Chapter 15 of FSAR performed in the last two decades (Atucha II NPP, Angra 1 and 2), one can conclude that this methodology is feasible, which encourage to extended its range of use to the other technological areas of FSAR (e.g. seismology, radioprotection, etc.), and therefore to demonstrate the industrial worth and interest. The future step of this work will mainly be focused on the propagation of this expertise into the remaining technical areas of FSAR.

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  • IPEN-DOC 21355

    MENZEL, F.; SABUNDJIAN, G. ; STECHER, L.C.; CAVALIERI, T.. Calculating the environmental cost of the nuclear power plants Angra 1, 2 and 3 using the program SIMPACTS. In: PROCEEDINGS OF THE INTERNATIONAL YOUTH CONFERENCE ON ENERGY, 5th, May 27-30, 2015, Pisa, Italy. Proceedings... 2015.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; decision making; cost; environmental impact statements; s codes

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  • IPEN-INF-13

    SABUNDJIAN, G. ; NAKATA, H.. Calculo neutronico com programas de transporte e de difusao em criticas moderadas a agua leve com combustivel de UO sub(2) enriquecido a 4,75 (porcento). 1983. 17 p.

    Palavras-Chave: c codes; cross sections; g codes; h codes; l codes; neutron transport; subcritical assemblies; uranium oxides; zero power reactors

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  • IPEN-DOC 04421

    CONTI, T.N. ; SABUNDJIAN, G. ; OLIVEIRA NETO, J.M. . Calculos do pre e pos-testes do 3o. exercicio do problema padrao proposto para o experimento PMK-NVH-IAEA utilizando os codigos RELAP4/MOD5 e RELAP5/MOD1. In: 4o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 5-9 de julho, 1992, Rio de Janeiro, RJ. 1992. p. 101-106.

    Palavras-Chave: computerized simulation; reactor accidents

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  • IPEN-DOC 24614

    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

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  • IPEN-DOC 18189

    MESQUITA, R.N. de ; MASOTTI, P.H.F. ; PENHA, R.M.L. ; ANDRADE, D.A. ; SABUNDJIAN, G. ; TORRES, W.M. ; MACEDO, L.A. . Classification of natural circulation two-phase flow patterns using fuzzy inference on image analysis. Nuclear Engineering and Design, v. 250, p. 592-599, 2012.

    Palavras-Chave: reactor safety; natural convection; two-phase flow; fuzzy logic

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  • IPEN-DOC 09275

    BARROSO, A.C.O. ; BAPTISTA FILHO, B.D. ; PALMIERI, E.T.; SABUNDJIAN, G. ; ANDRADE, D.A. ; MACEDO, L.A. . CNEN in the IRIS Project. In: LAS-ANS SYMPOSIUM 2002 - POWER SUPPLY AND ITS PROBLEMS: THE NUCLEAR PROPOSAL, June 17-20, 2002, Rio de Janeiro, RJ. 2002.

    Palavras-Chave: reactors; pwr type reactors; cooperation; brazilian cnen; pressurizers; design; r codes; reactor safety

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  • IPEN-DOC 03295

    SABUNDJIAN, G. ; CONTI, T.N. . Comparacao dos resultados obtidos com os codigos RELAP4/MOD3 e RELAP4/MOD5 na simulacao da fase de despressurizacao do acidente de perda de refrigerante primario na Usina Nuclear de Angra 1. In: 7o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, 26-28 de abril, 1989, Recife, PE. 1989. p. 177-188.

    Palavras-Chave: angra-1 reactor; depressurization; simulation; computer codes

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  • IPEN-PUB-346

    SABUNDJIAN, G. ; CONTI, T.N. . Comparacao dos resultados obtidos com os codigos RELAP4/MOD3 e RELAP4/MOD5 na simulacao da fase de despressurizacao do acidente de perda de refrigerante primario na Usina Nuclear de Angra 1. 1991. 15 p.

    Palavras-Chave: angra-1 reactor; loss of coolant; r codes; blowdown; simulation; comparative evaluations; transients

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  • IPEN-PUB-345

    SABUNDJIAN, G. ; FREITAS, R.L. ; CONTI, T.N. . Comparacao entre os codigos RELAP5/MOD1 e TRAC-PD2 na simulacao da experiencia CANON. 1991. 17 p.

    Palavras-Chave: reactor accidents; loss of coolant; depressurization; simulation; r codes; t codes

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  • IPEN-DOC 02409

    SABUNDJIAN, G. ; FREITAS, R.L. ; CONTI, T.N. . Comparacao entre os codigos RELAP5/MOD1 e TRAC-PD2 na simulacao da experiencia CANON. In: 6th ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, Dec. 3-5, 1986, Sao Jose dos Campos, SP, Brazil. 1986.

    Palavras-Chave: comparative evaluations; computer codes; loss of coolant; r codes; t 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.

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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.

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