Navegação IPEN por assunto "eccs"
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Navegação IPEN por assunto "eccs"
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BAPTISTA FILHO, B.D.
; TORRES, W.M.
; ALMEIDA, J.C.
; MACEDO, L.A.
; SANTOS, S.C.. A adequacao de um medidor de vazao magnetico para experimentos em circulacao natural.
In: BRAZILIAN CONGRESS ON THERMAL ENGINEERING AND SCIENCES, 8th,
Oct. 3-6, 2000,
Porto Alegre, RS.
2000.
Palavras-Chave: flowmeters; natural convection; flow rate; fluid flow; eccs; reactor cooling systems
. A adequacao de um medidor de vazao magnetico para experimentos em circulacao natural. In: BRAZILIAN CONGRESS ON THERMAL ENGINEERING AND SCIENCES, 8th, Oct. 3-6, 2000, Porto Alegre, RS. 2000. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/15159. 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.
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CONCEICAO JUNIOR, OSMAR
.
Aplicacao da tecnica de analise de modos de falha e efeitos ao sistema de resfriamento de emergencia de uma instalacao nuclear experimental
/ Application of the failure modes and effects analysis technique to the emergency cooling system of an experimental nuclear power plant
.
2009.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
Sao Paulo.
95 p.
Orientador: Antonio Teixeira e Silva.
DOI:
10.11606/D.85.2009.tde-29062009-092542
Palavras-Chave: failure mode analysis; risk assessment; eccs; pwr type reactors; reactor protection systems; reactor accidents
. Aplicacao da tecnica de analise de modos de falha e efeitos ao sistema de resfriamento de emergencia de uma instalacao nuclear experimental. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. 2009. 95 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2009.tde-29062009-092542. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9367. 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.
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CONCEICAO JUNIOR, OSMAR; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO
. Aplicação da técnica de análise de modos de falha e efeitos ao sistema de resfriamento de emergência de uma instalação nuclear experimental.
Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento,
v. 10,
n. 3,
p. 103-114,
2008.
Palavras-Chave: eccs; risk assessment; failure mode analysis; nuclear power plants; experimental reactors; safety analysis; reliability
. Aplicação da técnica de análise de modos de falha e efeitos ao sistema de resfriamento de emergência de uma instalação nuclear experimental. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 10, n. 3, p. 103-114, 2008. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/4921. 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.
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CONCEICAO JUNIOR, OSMAR; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO
. Application of the failure modes and effects analysis technique to the emergency cooling system of an experimental nuclear power plant.
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: eccs; failure mode analysis; loss of coolant; reactor cores; reactor experimental facilities; reactor safety experiments; rhr systems
. Application of the failure modes and effects analysis technique to the emergency cooling system of an experimental nuclear power plant. 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/123456789/16624. 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.
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BAPTISTA FILHO, B.D.
. Bypass lines to reduce reactor cooling-down rate during natural circulation emergency core cooling.
In: INTERNATIONAL SEMINAR ON STATUS AND PROSPECTS FOR SMALL AND MEDIUM SIZED REACTORS,
May 27-31, 2001,
Cairo, Egypt.
2001.
Palavras-Chave: reactor cooling systems; natural convection; eccs; temperature distribution; flow rate; bypasses; heat exchangers; pwr type reactors; reactors; thermal hydraulics
. Bypass lines to reduce reactor cooling-down rate during natural circulation emergency core cooling. In: INTERNATIONAL SEMINAR ON STATUS AND PROSPECTS FOR SMALL AND MEDIUM SIZED REACTORS, May 27-31, 2001, Cairo, Egypt. 2001. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/15228. 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.
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MACEDO, L.A.
; BAPTISTA FILHO, B.D.
. Caracterizacao da bancada de circulacao natural de sistemas de resfriamento de emergencia em reatores navais e em reatores avancados.
In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA,
7-11 ago, 2000,
Natal, RN.
Anais...
Natal: UFRN, 2000,
2000.
Palavras-Chave: natural convection; eccs; pwr type reactors; reactors; hydraulics
. Caracterizacao da bancada de circulacao natural de sistemas de resfriamento de emergencia em reatores navais e em reatores avancados. In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 7-11 ago, 2000, Natal, RN. Anais... Natal: UFRN, 2000, 2000. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/13391. 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.
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MACEDO, LUIZ A.
; BAPTISTA FILHO, BENEDITO D.
. Circuito experimental com escoamento bifasico e com alta concentracao de nao-condensaveis para pesquisa e desenvolvimento de sistemas de resfriamento de emergencia de reatores nucleares avancados.
In: BRAZILIAN CONGRESS OF THERMAL SCIENCES AND ENGINEERING, 11th,
5-8 Dec, 2006,
Curitiba, PR.
Anais...
2006.
Palavras-Chave: natural convection; two-phase flow; heat exchangers; reactors; eccs; gas flow; condensation chambers
. Circuito experimental com escoamento bifasico e com alta concentracao de nao-condensaveis para pesquisa e desenvolvimento de sistemas de resfriamento de emergencia de reatores nucleares avancados. In: BRAZILIAN CONGRESS OF THERMAL SCIENCES AND ENGINEERING, 11th, 5-8 Dec, 2006, Curitiba, PR. Anais... 2006. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/13222. 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.
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BAPTISTA FILHO, B.D.
; GONCALVES, I.M.P.
; ALMEIDA, J.C.
; MACEDO, L.A.
; SANTOS, S.C.. Circuito experimental para pesquisa de sistemas de resfriamento de emergencia de reatores avancados.
In: 7o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR,
31 de agosto - 3 de setembro, 1999,
Belo Horizonte, MG.
1999.
Palavras-Chave: brazilian cnen; reactor safety experiments; temperature distribution; natural convection; primary coolant circuits; secondary coolant circuits; pwr type reactors; eccs
. Circuito experimental para pesquisa de sistemas de resfriamento de emergencia de reatores avancados. In: 7o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 31 de agosto - 3 de setembro, 1999, Belo Horizonte, MG. 1999. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/13869. 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.
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MACEDO, LUIZ A.
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Controle de sistemas passivos de resfriamento de emergencia de reatores nucleares por meio de linhas de desvio.
2001.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
Sao Paulo.
121 p.
Orientador: Benedito Dias Baptista Filho.
DOI:
10.11606/D.85.2001.tde-29052003-092313
Abstract:
Neste trabalho são apresentados resultados experimentais, de um circuito operando em circulação natural, que permitem analisar o comportamento de um sistema de resfriamento de emergência quando é aberta uma linha de desvio entre a fonte quente e a fonte fria. O trabalho tem ainda a importância de documentar os testes de caracterização hidráulica do circuito experimental, fornecendo inclusive os fatores de perda de pressão específicos para o circuito. Observou-se que, para uma mesma potência, quando é aberta a linha de desvio, a temperatura na saída da fonte quente aumenta substancialmente. Esse aumento ocorre porque a vazão através do aquecedor diminui. A vazão através do trocador de calor (fonte fria) aumenta ligeiramente, sendo sempre a soma das vazões na linha de desvio e no aquecedor. O trabalho mostra ainda que a posição de conexão da linha de desvio com a perna quente determina o sentido de escoamento, podendo ocorrer a inversão a partir de uma determinada cota. Para comprovar a possibilidade de simulação precisa dos experimentos foi ainda desenvolvido um modelo numérico das equações de conservação, utilizando o programa “Engineering Equation Solver” (EES). Esse modelo foi utilizado para reproduzir os experimentos de circulação natural pelo circuito externo.
Palavras-Chave: eccs; pwr type reactors; natural convection; bypasses; fluid flow; heat transfer; temperature control
. Controle de sistemas passivos de resfriamento de emergencia de reatores nucleares por meio de linhas de desvio. Orientador: Benedito Dias Baptista Filho. 2001. 121 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2001.tde-29052003-092313. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10896. 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.
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BAPTISTA FILHO, B.D.
; MACEDO, L.A.
. Controle de sistemas passivos em circulacao natural por meio de linhas de desvio.
Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento,
v. 4,
n. 2,
p. 150-155,
2002.
Palavras-Chave: natural convection; bypasses; eccs; temperature control; numerical analysis; reactors
. Controle de sistemas passivos em circulacao natural por meio de linhas de desvio. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 4, n. 2, p. 150-155, 2002. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/5989. 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.
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BAPTISTA FILHO, B.D.
; MACEDO, L.A.
. Controle de sistemas passivos em circulacao natural por meio de linhas de desvio.
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: natural convection; bypasses; eccs; temperature control; numerical analysis; reactors
. Controle de sistemas passivos em circulacao natural por meio de linhas de desvio. 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/123456789/16986. 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.
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TORRES, W.M.
; BAPTISTA FILHO, B.D.
. Desenvolvimento de um sistema de resfriamento por aspersao para o reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP.
In: 6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR,
27 de outubro - 1 de novembro, 1996,
Rio de Janeiro, RJ.
1996.
Palavras-Chave: iear-1 reactor; eccs; spray cooling; nozzles; heat flux
. Desenvolvimento de um sistema de resfriamento por aspersao para o reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. 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/123456789/12778. 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.
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TORRES, W.M.
; BAPTISTA FILHO, B.D.
; TING, D.K.S.
. Development of an Emergency Core Cooling System for the converted IEA-R1m research reactor.
In: 21st INTERNATIONAL MEETING ON REDUCED ENRICHMENT FOR RESEARCH AND TESTING REACTORS,
October 18-23, 1998,
Sao Paulo, SP.
1998.
Palavras-Chave: iear-1 reactor; eccs; design; fabrication; installation; commissioning
. Development of an Emergency Core Cooling System for the converted IEA-R1m research reactor. In: 21st INTERNATIONAL MEETING ON REDUCED ENRICHMENT FOR RESEARCH AND TESTING REACTORS, October 18-23, 1998, Sao Paulo, SP. 1998. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/12172. 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.
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HIRATA, DANIEL M.
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Estimativa da frequencia de danos ao nucleo devido a perda de refrigerante primario e bloqueio de canal de refrigeracao do reator de pesquisas IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP - APS nivel 1
/ Estimative of core damage frequency in IPEN´s IEA-R1 research reactor (PSA level 1) due to the initiating event of loss of coolant caused by large rupture in the pipe of the primary circuit
.
2009.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
Sao Paulo.
105 p.
Orientador: Gaiane Sabundjian.
DOI:
10.11606/D.85.2009.tde-02032010-081459
Abstract:
Neste trabalho é aplicada a metodologia da Análise Probabilística de Segurança nível 1 ao reator IEA-R1. Inicialmente são descritos os eventos iniciadores de acidentes identificados no reator para duas categorias: perda de vazão e perda de refrigerante primário. Dentre eles foram escolhidos dois eventos iniciadores para análise mais detalhada do acidente e obtenção da estimativa da freqüência de danos ao núcleo devido a sua ocorrência. Foram selecionados os seguintes eventos iniciadores: bloqueio de canal de refrigeração (maior probabilidade) e perda de refrigerante por grande ruptura da tubulação do circuito primário (maiores consequências). Para modelar a evolução do acidente a partir da ocorrência do evento iniciador e da atuação ou não dos sistemas de segurança utilizou-se Árvore de Eventos. Através de Árvore de Falhas, também foi avaliada a confiabilidade dos seguintes sistemas: sistema de desligamento do reator, isolamento da piscina, sistema de resfriamento de emergência (SRE) e sistema elétrico. Como resultados foram obtidas as estimativas das frequências de danos ao núcleo do reator e as probabilidades de falha dos sistemas analisados. As freqüências de danos ao núcleo mostraram-se dentro das margens esperadas, sendo da mesma ordem de grandeza que os encontrados para reatores similares. As confiabilidades dos sistemas de desligamento do reator, de isolamento da piscina e do SRE foram satisfatórias para as condições em que estes sistemas foram exigidos. Todavia, para o sistema elétrico seria recomendável uma análise para verificar a possibilidade de modernização a fim de aumentar a sua confiabilidade.
Palavras-Chave: probabilistic estimation; risk assessment; safety analysis; eccs; fault tree analysis; loss of coolant; primary coolant circuits; pipes; reactor cores; iear-1 reactor; accidents
. Estimativa da frequencia de danos ao nucleo devido a perda de refrigerante primario e bloqueio de canal de refrigeracao do reator de pesquisas IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP - APS nivel 1. Orientador: Gaiane Sabundjian. 2009. 105 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2009.tde-02032010-081459. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9483. 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.
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HIRATA, DANIEL M.; SABUNDJIAN, GAIANE
; CABRAL, EDUARDO L.L.
. Estimative of core damage frequency in IPEN'S IEA-R1 research reactor due to the initiating event of loss of coolant clauded by large rupture in the pipe of the primary circuit.
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: eccs; fault tree analysis; iear-1 reactor; loss of coolant; numerical data; pipes; primary coolant circuits; probability; reactor cores; reliability; ruptures; safety analysis
. Estimative of core damage frequency in IPEN'S IEA-R1 research reactor due to the initiating event of loss of coolant clauded by large rupture in the pipe of the primary circuit. 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/123456789/16625. 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.
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HIRATA, DANIEL M.; SABUNDJIAN, GAIANE
. Estimative of core damage frequency in IPEN's IEA-R1 research reactor due to the initiating events of loss of low caused by channel blockage and loss of coolant caused by large rupture in the pipe of the primary circuit - PSA level 1.
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: damage; depressurization systems; deterministic estimation; fault tree analysis; flow blockage; iear-1 reactor; loss of coolant; loss of flow; nuclear damage; pipes; primary coolant circuits; probabilistic estimation; reactor operation; reactor shutdown; risk assessment; safety analysis; safety injection; eccs
. Estimative of core damage frequency in IPEN's IEA-R1 research reactor due to the initiating events of loss of low caused by channel blockage and loss of coolant caused by large rupture in the pipe of the primary circuit - PSA level 1. 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/123456789/16245. 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.
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TORRES, W.M.
; BAPTISTA FILHO, B.D.
; TING, D.K.S.
. Estudo experimental de distribuicao de vazao do sistema de resfriamento de emergencia do reator IEA-R1m do IPEN-CNEN/SP.
In: 7o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR,
31 de agosto - 3 de setembro, 1999,
Belo Horizonte, MG.
1999.
Palavras-Chave: iear-1 reactor; eccs; loss of coolant; after-heat; core spray systems; spray cooling; research reactors
. Estudo experimental de distribuicao de vazao do sistema de resfriamento de emergencia do reator IEA-R1m do IPEN-CNEN/SP. In: 7o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 31 de agosto - 3 de setembro, 1999, Belo Horizonte, MG. 1999. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/13847. 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.
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TORRES, W.M.
; BAPTISTA FILHO, B.D.
. Experimento de resfriamento do nucleo do reator IEA-R1 por conveccao do ar apos acidente de esvaziamento da piscina.
In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA,
7-11 ago, 2000,
Natal, RN.
Anais...
Natal: UFRN, 2000,
2000.
Palavras-Chave: iear-1 reactor; reactor safety experiments; eccs; natural convection; loss of coolant; temperature distribution; temperature range 0400-1000 k; reactor safety
. Experimento de resfriamento do nucleo do reator IEA-R1 por conveccao do ar apos acidente de esvaziamento da piscina. In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 7-11 ago, 2000, Natal, RN. Anais... Natal: UFRN, 2000, 2000. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/13389. 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.
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BORGES, EDUARDO M.
; SABUNDJIAN, GAIANE
. Flow regimes and heat transfer modes identification in ANGRA 2 core, during small break in the primary loop with area of 100 cmsup(2), simulated with RELAP5 code.
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: angra-2 reactor; loss of coolant; reactor accidents; eccs; heat transfer; r codes
. Flow regimes and heat transfer modes identification in ANGRA 2 core, during small break in the primary loop with area of 100 cmsup(2), simulated with RELAP5 code. 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/123456789/24019. 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.
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TORRES, W.M.
; BAPTISTA FILHO, B.D.
; TING, D.K.S.
. Loss of coolant accidents in pool type research reactors - lessons learned with IEA-R1 upgrade.
In: TECHNICAL MEETING ON SAFETY ANALYSIS FOR RESEARCH REACTORS,
June 3-7, 2002,
Vienna, Austria.
2002.
Palavras-Chave: iear-1 reactor; loss of coolant; simulation; eccs; design; construction; commissioning
. Loss of coolant accidents in pool type research reactors - lessons learned with IEA-R1 upgrade. In: TECHNICAL MEETING ON SAFETY ANALYSIS FOR RESEARCH REACTORS, June 3-7, 2002, Vienna, Austria. 2002. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16943. 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.
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Autor: Maprelian
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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).
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.