Navegação IPEN por Autores IPEN "UMBEHAUN, P.E."

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  • IPEN-DOC 07112

    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

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  • IPEN-DOC 05017

    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

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  • IPEN-DOC 10910

    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

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  • IPEN-DOC 04706

    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

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  • IPEN-DOC 26900

    BELCHIOR JUNIOR, A. ; SANTOS, A.A.C. dos; FREITAS, R.L.; SOARES, H.V.; JUNQUEIRA, F.C. ; MANTECON, J.G. ; MATTAR NETO, M. ; MENZEL, S.C. ; TORRES, W.M. ; UMBEHAUN, P.E. . Analytical and experimental analysis on safety related aspects of the RMB research reactor. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON RESEARCH REACTORS: ADDRESSING CHALLENGES AND OPPORTUNITIES TO ENSURE EFFECTIVENESS AND SUSTAINABILITY, November 25-29, 2019, Buenos Aires, Argentina. Proceedings... Vienna, Austria: International Atomic Energy Agency, 2020.

    Abstract: This paper presents some numerical and experimental safety related activities developed at the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB) project by CNEN research institutes. Brief comments on the models and results are presented with emphasis to their relation to the safe design and operation of the reactor. Thermal-hydraulic analysis for Siphon Breaker of the Core Cooling System (CCS); pools hot water layer; core chimney of CCS and spent fuel transport cask are presented, showing results, advantages, difficulties and drawbacks for each analyzed case. All are very distinct cases, involving phenomena that range from two-phase flow and thermal-stratification to lead melting. Beside the one-dimensional thermal hydraulic system Code RELAP5, Computational Fluid Dynamics (CFD) is shown to play an important role in the analysis being performed as it can detail the flow and temperature fields of complex components and phenomena, which are extremely difficult to model analytically or experimentally. Two experimental circuits designed to test RMB fuel elements performance are also presented.

    Palavras-Chave: computerized simulation; reactor design; reactor operation; reactor safety; rmb reactor; safety analysis; spent fuels; stratification; thermal hydraulics; two-phase flow

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  • IPEN-DOC 09332

    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

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  • IPEN-DOC 08675

    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

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  • IPEN-DOC 26394

    SCURO, N.L. ; UMBEHAUN, P.E. ; ANGELO, E.; ANGELO, G. ; ANDRADE, D.A. . A CFD analysis of blockage length on a partially blocked fuel rod. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 7, n. 2B, p. 1-20, 2019. DOI: 10.15392/bjrs.v7i2B.437

    Abstract: After a loss of coolant accident (LOCA), fuel rods may balloon. The swelling can partially block the flow channel, affecting the coolability during reflood phase. In order to analyze the influence of blockage length, using a radial block-age of 90%, varying just the blockage length, many steady state numerical simulations has been done using Ansys-CFX code to verify thermal-hydraulic properties according to different forced cooled conditions. Temperature peaks are observed on cladding, followed by a temperature drop. A 5x5 fuel assembly, with 9 centered ballooned fuel rod, flow redistribution inside channels can also be captured, indicating an overheating zone. Therefore, this study conclude, for the same boundary conditions, the longer the blockage length originated after LOCA events, the higher are the clad temperatures, indicating the possibility of overheat during transient conditions on reflood.

    Palavras-Chave: boundary conditions; computerized simulation; flow blockage; fluid mechanics; fuel rods; heat transfer; loss of coolant; numerical analysis; steady-state conditions; turbulence

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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 24576

    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.

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  • IPEN-DOC 29684

    SCURO, N.L. ; ANGELO, G.; ANGELO, E.; PIRO, M.H.A.; UMBEHAUN, P.E. ; TORRES, W.M. ; ANDRADE, D.A. . Computational fluid dynamics analysis of an open-pool nuclear research reactor core for fluid flow optimization using a channel box. Nuclear Science and Engineering, v. 197, n. 6, p. 1100-1116, 2023. DOI: 10.1080/00295639.2022.2142437

    Abstract: A channel box installation in the IEA-R1 research reactor core was numerically investigated to increase fluid flow in fuel assemblies (FAs) and side water channels (SWCs) between FAs by minimizing bypasses in specific regions of the reactor core, which is expected to reduce temperatures and oxidation effects in lateral fuel plates (LFPs). To achieve this objective, an isothermal three-dimensional computational fluid dynamics model was created using Ansys CFX to analyze fluid flow distribution in the Brazilian IEA-R1 research reactor core. All regions of the core and realistic boundary conditions were considered, and a detailed mesh convergence study is presented. Results comparing both scenarios are presented in the percentage of use of the primary circuit pump. It is indicated that 21.4% of fluid bypass to unnecessary regions can be avoided with the channel box installation, which leads to the total mass flow from the primary circuit for all FAs increasing from 68.9% (without a channel box) to 77.6% (with a channel box). For the SWCs, responsible for cooling LFPs, an increment from 9.7% to 22.4%, avoiding all nondesired cross three-dimensional effects, was observed, resulting in a more homogeneous fluid flow and vertical velocities. It was concluded that the installation of a channel box numerically indicates an expressive mass flow increase and homogeneous fluid flow distribution for flow dynamics in relevant regions. This gives greater confidence to believe that lower temperatures, and consequently oxidation effects in LFPs, can be expected with a channel box installation.

    Palavras-Chave: computer codes; fluid mechanics; reactor cores; distribution; fluid flow

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  • IPEN-DOC 06250

    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

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  • IPEN-DOC 29034

    ANDRADE, D.A. ; MANTECON, J.G.; MESQUITA, R.N. ; MATTAR NETO, M. ; UMBEHAUN, P.E. ; TORRES, W.M. . Critical velocity experimental assessment in flat plate fuel element for nuclear research reactor. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 10, n. 3, p. 1-16, 2022. DOI: 10.15392/bjrs.v10i3.2051

    Abstract: Aluminum-coated plates, containing a uranium silicide (U3Si2) meat dispersed in an aluminum matrix, are commonly used in the fuel elements of Material Testing Reactors (MTRs). These fuel elements are typically comprised of narrow channels formed by parallel flat plates, which allow coolant flow to remove the heat of fission reactions. It is important to mention that the thickness of the plates is much smaller than their width and height. The high flow rates needed to ensure efficient fuel-element cooling may cause fuel-plate mechanical failures due to instability induced by the flow in the channels. In the case of critical velocity, excessive permanent deflections of these plates can cause blockage of the flow channels and lead to overheating. An experimental facility that simulates a plate-like fuel element with three coolant channels was developed for this work. The test-section dimensions were based on the Fuel Element design of the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), project being coordinated by the National Commission of Nuclear Energy (CNEN). Experiments were performed to reach Miller's critical velocity condition. This critical condition was reached at 14.5 m/s leading to consequent plastic deformation of the fuel plates.

    Palavras-Chave: aluminium; coolants; critical velocity; deformation; experimental data; flow blockage; fuel plates; reactor channels; research and test reactors

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  • IPEN-DOC 10736

    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

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  • IPEN-DOC 08567

    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

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  • IPEN-DOC 03745

    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

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  • IPEN-DOC 24577

    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.

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  • IPEN-DOC 09333

    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

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  • IPEN-DOC 08676

    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

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  • IPEN-DOC 08454

    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

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Buscar os artigos apresentados em um evento internacional de 2015, sobre loss of coolant, do autor Maprelian.

Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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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.


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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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