Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos (Reator Multipropósito Brasileiro)

Abstract: 1. O escopo deste documento corresponde a uma verificação do comportamento do Elemento Combustível (E.C.) do Reator Multipropósito Brasileiro (R.M.B.) quando sujeito a todos os carregamentos superpostos provenientes da condição normal de operação deste reator, como descrito na análise B5 da referência [1], com uma condição de restrição específica, que se caracteriza na consideração de um suporte fixo localizado no contato E.C./G.N. Esta análise é denominada como Análise B5 Modificada, por ser similar em todos os parâmetros, com exceção das condições de restrição. 2. De maneira geral, os objetivos desta verificação são os seguintes: a) Fazer uma comparação entre duas condições de restrição distintas (entre a análise B5 da referência [1] e a análise B5 Modificada que será apresentada neste documento). Esta comparação tem por objetivo verificar se a inserção de um suporte fixo no modelo de análise do E.C., na análise B5 Modificada, altera significativamente os valores resultantes das tensões e deslocamentos, em comparação com os valores resultantes documentados na análise B5 da referência [1]. b) Caso seja observado que as alterações nos valores máximos de tensão e deslocamento são pequenas na análise B5 Modificada, em comparação com a análise B5 da referência [1], pode-se afirmar que a análise B5 Modificada serve de base para futuras análises complementares que, em conjunto, dão origem a uma análise precisa e completa de um terremoto SSE no software Ansys®. Deve ser salientado que só é possível prosseguir com as análises complementares, no software Ansys®, caso exista a condição de restrição de suporte fixo nesta análise estrutural estática. c) De maneira resumida, neste relatório será respondido o seguinte questionamento: ➢ Em comparação com a análise B5, da referência [1], existem diferenças significativas, em termos dos valores resultantes das tensões e deslocamentos máximos, no comportamento do E.C. ao considerar a condição de restrição de suporte fixo no contato E.C./G.N.? 3. A presente análise é do tipo estática estrutural. Para o seu desenvolvimento, é empregado o sistema de análise Static Structural®, do software Ansys®. As características básicas desta análise são: a) Se trata de uma análise estática linear, ou seja, um tipo de análise que considera a rigidez da estrutura como constante. b) Os carregamentos atuantes na estrutura são os provenientes da condição normal de operação do R.M.B., descritos na análise B5 da referência [1]. c) A condição de restrição aplicada no modelo de elementos finitos do E.C. é um suporte fixo no contato do E.C. com a Grelha do Núcleo (contato E.C./G.N.). Como mencionado anteriormente, esta é a única diferença entre a presente análise e a descrita na referência [1]. 4. Assim como consta na referência [1], o procedimento de verificação da Análise B5 Modificada conta com as seguintes etapas: a) Para avaliar a integridade mecânica do E.C. do R.M.B. são verificados os requisitos funcionais presentes na norma ANSI/ANS 57.5-1996 [2]. b) A verificação destes requisitos funcionais é feita através da observação dos valores resultantes máximos das tensões e deslocamentos obtidos por meio da análise descrita no presente relatório. c) Os requisitos de tensão são verificados de acordo com a norma ASME III, divisão 1, subseção NB [3]. Os valores resultantes das tensões são obtidos em termos de S.I., ou Stress Intensity (critério de Tresca). Estes valores resultantes são comparados com o limite admissível Sm, o mais conservador presente na norma citada. d) Os requisitos de deslocamento são verificados de acordo com a distância entre E.C. vizinhos (0,001 m) e entre placas combustíveis vizinhas (0,00245 m). 5. No presente documento são utilizadas as unidades, múltiplos e submúltiplos do Sistema Internacional de Unidades (SI), sem exceções. 6. No presente documento é adotado um sistema cartesiano de coordenadas, no qual os eixos horizontais são denominados como X e Z, e o eixo vertical é denominado como Y.

Palavras-Chave: reactors; fuel elements; fuel plates; finite element method; stress intensity factors

SANTOS, MARCELO M. dos; MATTAR NETO, MIGUEL. Análise B5 X B5 Modificada. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Março, 2021. (IPEN-CEN-PSE-RMB-006-00-RELT-010-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31985. Acesso em: $DATA.

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Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

Abstract: Este relatório apresenta a análise de criticalidade do cofre de salvaguardas (sala 21 do prédio 96) do Centro de Combustível Nuclear (CCN) para armazenamento das placas combustíveis e/ou elementos combustíveis do núcleo de placas do Reator IPEN/MB-01. A análise foi feita com o sistema SCALE4.4a.

Palavras-Chave: safeguards; fuel elements; criticality; aluminium; fuel plates

YAMAGUCHI, MITSUO. Análise de Criticalidade do Cofre de Salvaguardas (Sala 21) do Prédio 96 do Centro de Combustível Nuclear (CCN). São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Maio, 2017. (IPEN-CEN-PSE-CCN-007-00-RELT-001-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28140. Acesso em: $DATA.

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Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos (Análise de Criticalidade do Cofre de Salvaguardas – CECON)

Abstract: Este relatório apresenta a análise de criticalidade do cofre de salvaguardas (sala 36 do prédio 97) do Centro de Combustível Nuclear (CECON) para armazenamento de placas combustíveis e/ou elementos combustíveis do núcleo do Reator IEA-R1. A análise foi feita com o sistema SCALE4.4a.

Palavras-Chave: criticality; nuclear fuels; safeguards; fuel elements

YAMAGUCHI, MITSUO. Análise de criticalidade do Cofre de Salvaguardas (Sala 36) do Prédio 97 do Centro do Combustível Nuclear (CECON). São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Abril, 2023. (IPEN-CEN-PSE-CCN-007-00-RELT-003-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/34025. Acesso em: $DATA.

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Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

Abstract: Este relatório apresenta a análise de criticalidade do cofre de salvaguardas (sala 22 do prédio 96) do Centro de Combustível Nuclear (CCN). A análise foi feita com o sistema SCALE4.4a.

Palavras-Chave: criticality; nuclear fuels; safeguards; fuel elements; iear-1 reactor; availability; storage

YAMAGUCHI, MITSUO. Análise de criticalidade do cofre de salvaguardas do Centro de Combustível Nuclear (CCN). São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Abril, 2019. (IPEN-CEN-PSE-CCN-006-00-RELT-001-01). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29907. Acesso em: $DATA.

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Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos (Reator Multipropósito Brasileiro)

Abstract: 1. O escopo deste documento corresponde à avaliação estrutural do Elemento Combustível do Reator Multipropósito Brasileiro considerando a superposição dos carregamentos de um Sismo de Desligamento Seguro com os da condição normal de operação deste reator. Para tanto, são tomadas como referências a análise da condição normal de operação chamada de B5 Modificada (B5M), documentada na referência [1], e a análise de Sismo de Desligamento Seguro (SDS), documentada na referência [2]. 2. De maneira geral, os objetivos desta análise estrutural são os seguintes: a) Avaliar, de maneira conservadora e simplificada, as respostas mecânicas ao ser considerada a superposição dos carregamentos provenientes das análises B5M e SDS como atuantes no E.C. b) Verificar as respostas mecânicas calculadas citadas anteriormente de acordo com os seguintes critérios adotados para as condições normais de operação (deve-se notar a adoção conservadora utilizada): o Requisitos mecânicos funcionais provenientes da norma ANSI/ANS 57.5-1996 [3] o Requisitos de tensão provenientes da norma ASME III, divisão 1, subseção NB [4]. o Requisito de distanciamento entre E.C. vizinhos (0,001 m) [5]. 3. No presente documento são utilizadas as unidades, múltiplos e submúltiplos do Sistema Internacional de Unidades (SI), sem exceções. 4. No presente documento é adotado um sistema cartesiano de coordenadas, no qual os eixos horizontais são denominados como X e Z, e o eixo vertical é denominado como Y.

Palavras-Chave: fuel elements; rmb reactor; shutdown; seismic effects; earthquakes; reactor safety

SANTOS, MARCELO M. dos; MATTAR NETO, MIGUEL. Análise estrutural do EC do RMB - Sismo de Desligamento Seguro + Condição normal de operação do RMB. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Julho, 2021. (IPEN-CEN-PSE-RMB-006-00-RELT-012-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/32290. Acesso em: $DATA.

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Título do projeto: Intercentros 2020.06.IPEN.45.PD

Abstract: Este relatório apresenta a metodologia utilizada para o cálculo neutrônico e das densidades de potência no Elemento Combustível Instrumentado ECI-RMB. O projeto de avaliação do ECI-RMB tem como objetivo analisar o comportamento deste Elemento no núcleo do Reator IEA-R1, e posteriormente permitirá a realização de testes não destrutivos (espectrometria gama, medida de espessura e inspeção visual) das placas combustíveis removíveis, representativas do reator RMB. Essa primeira fase do projeto consiste em fazer cálculos computacionais utilizando os códigos TwoDB ou (2DB) e o CITATION, já utilizados no IPEN ao longo das últimas décadas. Com esses códigos, foi possível calcular a distribuição de potência individualmente nas placas combustíveis do ECI-RMB. Por se tratar de um Elemento Combustível fora do padrão dos ECs usados no IEA-R1 (3,0 gU/cm3) e que usa uma densidade de urânio maior (3,7 gU/cm3), o ECI-RMB terá comportamentos de geração de calor e termo-hidráulicos levemente diferentes. Os resultados de distribuição de potência nas placas combustíveis do ECI-RMB mostraram potências maiores, da ordem de 4,95% em média, nas placas RMB, como esperado, pois possui uma maior densidade de urânio. A princípio, essas potências maiores nas placas RMB não devem afetar na segurança do núcleo do IEA-R1 e do próprio ECI-RMB. Análises termo-hidráulicas serão realizadas com essa distribuição de potência para confirmação da segurança do núcleo e do ECI-RMB.

Palavras-Chave: power density; fuel elements; rmb reactor; fuel plates

SOARES, HUMBERTO V.; YAMAGUCHI, MITSUO; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; ANDRADE, DELVONEI A. de; UMBEHAUN, PEDRO E.; TORRES, WALMIR M. Cálculo das densidades de potência no elemento combustível ECI-RMB. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Agosto, 2023. (IPEN-CEN-P&D-INTC-003-00-RELT-003-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/34200. Acesso em: $DATA.

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Título do projeto: RMB

Abstract: Este relatório é parte integrante do projeto de adaptação das instalações do reator IPEN/MB-01 para substituição do atual núcleo de varetas por um núcleo de elementos combustíveis de placas paralelas. Seu objetivo é calcular o inventário de produtos de fissão do núcleo de placas paralelas com o intuito de estimar o termo-fonte a ser considerado na avaliação de acidentes que envolvam liberação de radionuclídeos para a atmosfera. Foram consideradas as situações em que há liberação do material radioativo de uma placa combustível ou de um conjunto de oito elementos combustíveis. Após 30 dias de decaimento, todos os valores de atividade do inventário do núcleo de placas paralelas são inferiores aos do inventário do núcleo de varetas nas mesmas condições de irradiação.

Palavras-Chave: inventories; radioactive materials; fission product release; leak detectors; calculation methods; fuel elements

SHORTO, JULIAN M.B. Cálculo do inventário de produtos de fissão do núcleo do reator IPEN/MB-01 para estimativa do termo fonte de acidentes radiológicos com liberação atmosférica. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Abril, 2017. (IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-056-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28144. Acesso em: $DATA.

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Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

Abstract: Este relatório tem como objetivo apresentar o projeto de concepção do circuito experimental ORQUÍDEA para testes de elementos combustíveis, a ser construído no IPEN/CNEN. O projeto tem como principal característica a utilização de equipamentos e componentes do Circuito Experimental de Água - LOOP 70 visando diminuir os custos e o tempo de construção. Nele, são descritas as funções do circuito, as principais características de operação do circuito experimental ORQUÍDEA e dos seus equipamentos.

Palavras-Chave: rmb reactor; stainless steels; fuel elements; reactors; iear-1 reactor; coolant loops; experiment results

FREITAS, ROBERTO L. Circuito Experimental Orquídea para testes de elementos combustíveis. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Setembro, 2018. (IPEN-CEN-PSE-RMB-007-00-RELT-007-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29108. Acesso em: $DATA.

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Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

Abstract: O objetivo deste relatório técnico é documentar a avaliação mecânica do:  Tanque de Armazenamento / Desaerador (V-101) do Circuito Experimental de Água (“CEA”) do IPEN, também conhecido como “Loop 70”, para se verificar a possibilidade de sua reutilização no Circuito Hidrodinâmico para testes de Elementos Combustíveis – Orquídea. O projeto e construção do Tanque V-101 foi desenvolvido com o código ASME VIII division 1 no ano de 1977. O Tanque V-101 foi avaliado, através da análise estrutural das partes mecânicas internas e externas, aplicando o código do projeto original, ou seja, ASME VIII division 1. Os resultados da avaliação podem ser resumidos conforme descrito abaixo:  Espessura de parede das partes mecânicas pressurizadas atendem os requisitos de espessura mínima;  A máxima pressão de trabalho (“MAWP”) é 1.15 N/mm2;  Os bocais não requerem reforço;  A distância entre os bocais N5 e N10 é menor que a distância mínima, portanto, uma análise de tensões, aplicando-se o método dos elementos finitos com o programa ANSYS, desta região do casco cilíndrico próxima aos bocais foi realizada, observando os requisitos do código ASME VIII division 2. As tensões calculadas no casco cilíndrico e bocais N5 e N10 atendem os limites prescritos pelo código ASME VIII, Division 1&2, na condição de projeto e operação;  As tensões nos flanges e parafusos atendem os limites admissíveis;  As tensões nas soldas de topo e filete atendem os limites admissíveis;  As tensões no perfil L das colunas atendem os limites admissíveis;  As placas de ancoragem foram calculadas aplicando-se o método dos elementos finitos com o programa ANSYS, e as tensões resultantes atendem os limites admissíveis;  Não foi encontrado nenhuma referência, relatório ou documento, que relate alguma inspeção em serviço realizada nas partes mecânicas do Tanque V-101. Portanto, está comprovada a adequação mecânica e estrutural das partes mecânicas do Tanque V-101. Considerando que não há registros de inspeções periódicas do Tanque V-101, desde o início de sua operação em 1977, recomendamos, antes da sua reutilização no circuito “Orquídea”, o seguinte procedimento:  “Inspeção Visual interna e externa das partes mecânicas do Tanque V-101”.

Palavras-Chave: storage; tanks; deaerators; hydrodynamics; welding; fuel elements; flanges; mechanical efficiency; evaluation

FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.; ALMEIDA, JOEDSON T. de. Circuito Orquídea: avaliação estrutural do tanque de armazenamento / desaerador V-101. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Janeiro, 2018. (IPEN-CEN-PSE-RMB-007-00-RELT-005-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29102. Acesso em: $DATA.

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Título do projeto: Reator Multipropósito Brasileiro (RMB)

Abstract: Este relatório de comissionamento apresenta um procedimento experimental para a previsão de massa crítica do núcleo do reator IPEN/MB-01 com elementos combustíveis tipo placa, utilizandoa técnica do inverso da multiplicação subcrítica (1/M).

Palavras-Chave: criticality; critical mass; ipen-mb-1 reactor; fuel elements; fuel plates; loading; uranium; mass

DINIZ, RICARDO. Comissionamento : previsão de massa crítica do núcleo do reator IPEN/MB-01 tipo placa. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Setembro, 2018. (IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-080-01). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29250. Acesso em: $DATA.

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