Navegação Periódicos - Artigos por Autores IPEN "SABUNDJIAN, GAIANE"

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  • IPEN-DOC 23878

    MENZEL, FRANCINE ; SABUNDJIAN, GAIANE . Análise de risco considerando acidentes em reatores nucleares e refinarias de petróleo. Revista Brasileira de Energia, v. 19, n. 2, p. 143-153, 2013.

    Abstract: Análises de risco consistem em importantes instrumentos para auxílio na tomada de decisão, principalmente relacionadas às escolhas energéticas e suas consequências ambientais. O objetivo do artigo é analisar o risco associado com a implantação e operação de uma instalação nuclear e comparar com o risco associado de outras fontes de energia, como o petróleo. Foi feita uma análise de risco baseada no número de reatores-ano e no número de acidentes que já ocorreram no mundo em usinas nucleares. O mesmo foi feito baseado no número de refinarias-ano e no número de acidentes que já ocorreram no mundo em refinarias de petróleo. Nossos resultados mostraram que o risco de acidente em uma usina nuclear no mundo é menor quando comparado com o risco associado à produção de petróleo. Acreditamos que a análise proposta pode influenciar os processos de tomada de decisão na área ambiental e contribuir para um futuro energético mais sustentável.

    Palavras-Chave: risk assessment; accidents; nuclear facilities; petroleum; petroleum refineries; environmental impact statements; nuclear power plants; reactors

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  • IPEN-DOC 27242

    BORGES, EDUARDO M. ; CONTI, THADEU das N. ; SANCHES, ANDREA ; SABUNDJIAN, GAIANE . Análise do acidente de perda de refrigerante primário devido a quebra da linha de surto do pressurizador da usina nuclear Angra 2 / Loss of Coolant Accident Analysis by breaking of the pressurizer surge line of the Angra 2 nuclear power plant. Revista Internacional de Ciências, v. 10, n. 1, p. 3-21, 2020. DOI: 10.12957/ric.2020.44530

    Abstract: O objetivo deste trabalho foi simular e avaliar com o código RELAP5 o acidente base de projeto de perda de refrigerante primário devido a uma ruptura média na linha de surto do pressurizador da usina nuclear Angra 2. Este acidente foi uma quebra do tipo guilhotina ou seja 100% na linha de surto do pressurizador, que representa uma ruptura de 437 cm². Nesta análise, verificou-se que as lógicas de atuação do Sistema de Proteção do Reator (SPR) e do Sistema de Resfriamento de Emergência do Núcleo (SREN) de Angra 2, utilizadas nesta simulação, funcionaram corretamente, mantendo a integridade do núcleo com as temperaturas do núcleo em níveis aceitáveis durante todo o evento. Os resultados obtidos foram satisfatórios, quando comparados com os apresentados no Relatório Final de Análise de Segurança de Angra 2 (FSAR/A2).

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; loss of coolant; pressurizers; r codes; reactor accident simulation; safety analysis; surges

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  • IPEN-DOC 23159

    CONTI, THADEU das N. ; CABRAL, EDUARDO L.L.; SABUNDJIAN, GAIANE . Application of the hierarchical functions expansion method for the solution of the two dimensional navier-stokes equations for compressible fluids in high velocity. Energy and Power Engineering, v. 9, n. 2, 2017. DOI: 10.4236/epe.2017.92007

    Abstract: This work presents a new application for the Hierarchical Function Expansion Method for the solution of the Navier-Stokes equations for compressible fluids in two dimensions and in high velocity. This method is based on the finite elements method using the Petrov-Galerkin formulation, know as SUPG (Streamline Upwind Petrov-Galerkin), applied with the expansion of the variables into hierarchical functions. To test and validate the numerical method proposed as well as the computational program developed simulations are performed for some cases whose theoretical solutions are known. These cases are the following: continuity test, stability and convergence test, temperature step problem, and several oblique shocks. The objective of the last cases is basically to verify the capture of the shock wave by the method developed. The results obtained in the simulations with the proposed method were good both qualitatively and quantitatively when compared with the theoretical solutions. This allows concluding that the objectives of this work are reached.

    Palavras-Chave: compressible flow; computer codes; computerized simulation; finite element method; galerkin-petrov method; navier-stokes equations; two-dimensional calculations; velocity

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  • IPEN-DOC 23156

    BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; SABUNDJIAN, GAIANE ; RIBEIRO, GUILHERME B.; CALDEIRA, ALEXANDRE D.. Assessment of RELAP5 matrix solvers for a two-phase natural circulation loop. Annals of Nuclear Energy, v. 105, p. 249-258, 2017. DOI: 10.1016/j.anucene.2017.03.023

    Abstract: The heat transfer mechanism of natural convection has been extensively studied as a passive heat removal system of new nuclear power plants. Considering this aspect, the main objective of this study is to present an assessment of RELAP5 linear-equation solver under a transient two-fluid model for a two-phase natural circulation loop (NCL). For this assessment, three different approaches of linearequation solvers for the hydrodynamic model are presented: the sparse matrix solver based on the Lower-Upper (LU) decomposition, the Border-Profile Lower Upper (BPLU) solver and the iterative method named Generalized Minimal Residual Method (GMRES). For comparison purposes, an experimental natural circulation loop made of glass tubes and using water as working fluid is analyzed. The onset of nucleate boiling observed during the experiment was predicted by all RELAP5 solvers as well as the representation of flow oscillations along the loop. Furthermore, it was noticed that the choice of the solver algorithm has a strong influence on the prediction of the two-phase natural circulation phenomena, since different wavelengths and amplitudes of flow instabilities were obtained for each approach.

    Palavras-Chave: algorithms; comparative evaluations; computer codes; coolants; hydrodynamics; iterative methods; matrices; natural convection; nuclear power; nuclear power plants; nucleate boiling; nucleate boiling; working fluids

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  • IPEN-DOC 24758

    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

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  • IPEN-DOC 25120

    MUTARELLI, RITA de C. ; LIMA, ANA C. de S. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Comparative study of methodologies for measuring corporate social responsibility. International Journal of Development Research, v. 8, n. 6, p. 20894-20903, 2018.

    Abstract: The Corporate Social Responsibility (CSR) is a current issue increasingly present in the strategic planning of the companies. Although managers of public or private organizations have turned their attention to social and environmental issues in their strategic actions, measuring the social responsibility of a company is not an easy task. This paper aims to observe the eight most relevant methodologies of CSR measurement and establish a comparative analysis among them by considering the scope and feasibility of each methodology. The most relevant CSR methodologies were selected. The main characteristics of each of the eight tools were observed and compared. The results demonstrated that although most methodologies have strong measuring characteristics the Ethos Indicators consist of the most effective tool for measuring CSR mainly regarding the institutional issues

    Palavras-Chave: management; socio-economic factors; institutional factors; sustainability; resource management; social impact; environmental policy; environmental protection; cooperation; ecosystems; ecology; economic impact

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  • IPEN-DOC 17556

    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

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  • IPEN-DOC 25715

    SILVA, DAYANE F. ; LIMA, ANA C. de S. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Containment pressure analysis methodology during a LBLOCA with COCOSYS code. International Journal of Development Research, v. 8, n. 11, p. 24166-24172, 2018.

    Abstract: During a nuclear power plant basic design accident, the containment integrity is a determining factor for the accident severity. The pressure and temperature conditions inside the containment in case of a Large Break Loss of Coolant Accident (LBLOCA) must be verified. This paper presents a containment pressure and temperature analysis methodology of a Brazilian PWR, Angra 2, using a code that simulates guillotine rupture - RELAP5 - and the COCOSYS code, which analyzes the containment pressure from the accident conditions. The Angra 2 containment behavior results during the design basis accidents studied - primary cooling system cold and hot legs guillotine ruptures - were satisfactory when compared to those presented in the Final Safety Analysis Report (FSAR / A2) and the pressure distributions were below the containment design pressure value (6.3bar).

    Palavras-Chave: lbloca; computer codes; accidents; containment; computerized simulation; pressure dependence; c codes; reactor accidents; angra-2 reactor; team generators

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  • IPEN-DOC 13914

    VANNI, SILVIA R.; SABUNDJIAN, GAIANE . Economic viability of alternative sources of energy for a typical community of the region north and northeast of Brazil. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 10, n. 1, p. 14-19, 2008.

    Palavras-Chave: brazil; energy sources; economic analysis

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  • IPEN-DOC 25873

    ESCANHOELA, CORDELIA M.F.; SABUNDJIAN, GAIANE ; LIMA, ANA C. de S. . Educação ambiental e sustentabilidade: um reator nuclear inovador para o Brasil. Revista Mais Educação, v. 2, n. 2, p. 220-229, 2019.

    Abstract: Este trabalho apresenta um estudo sobre a implementação do reator inovador System - Integrated Modular Advanced Reactor (SMART) no Brasil. Desenvolvido pelo Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) e com potência elétrica de 100MWe, esse reator pode atender a uma demanda de cerca de 100.000 habitantes. A escolha deste reator nuclear inovador está alicerçada, primeiramente, na análise do cenário energético nacional, no qual é demonstrada tanto a necessidade da expansão energética no Brasil quanto na imprescindível escolha de fontes alternativas de energia de maneira a atender as exigências de sustentabilidade e atenuação dos impactos ambientais. Dentro do contexto de complementariedade da matriz energética nacional associada à descentralização da geração de energia elétrica; o projeto envolvendo um reator nuclear pequeno e modular do tipo Power Water Reactor (PWR) prova ser uma escolha assertiva inclusive do ponto de vista econômico, já comprovado por meio de métodos econômicofinanceiros e ainda, pelo aproveitamento da expertise existente no país.

    Palavras-Chave: environment; sustainability; education; reactors; kaeri; power reactors; pwr type reactors; brazil; implementation; feasibility studies; economic impact; construction

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  • IPEN-DOC 24784

    SABUNDJIAN, GAIANE ; CONTI, THADEU das N. ; CABRAL, EDUARDO L.L. . Hierarchical expansion method in the solution of the Navier-Stokes Equations for incompressible fluids in laminar two-dimensional flow. Energy and Power Engineering, v. 10, n. 1, p. 1-9, 2018. DOI: 10.4236/epe.2018.101001

    Abstract: Among the several methods used to solve the Navier-Stokes equations Hierarchical Expansion Method has demonstrated satisfactory results. This work aimed to apply the expansion of the variables in hierarchical functions for the solution of the Navier-Stokes equations for incompressible fluids in two dimensions in laminar flow. This method is based on the finite element method. The expansion functions in this study were based on Legendre polynomials, adjusted in the rectangular elements in such a way that corner, side and area functions were defined. The order of the expansion functions associated with the sides and with the area of the elements is adjusted to the necessary or desired degree. This method is denominated by Hierarchical Expansion Method. In order to validate the proposed numeric method three well-known problems of the literature in two dimensions were analyzed; however, for this paper only one problem was presented. The results demonstrated that method was able to provide precise results. From the results obtained in this paper it is possible to conclude that the hierarchical expansion method can be effective for the solution of fluid dynamic problems that involve incompressible fluids.

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

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  • IPEN-DOC 25070

    BARABAS, ROBERTA de C. ; LIMA, ANA C. de S. ; SABUNDJIAN, GAIANE . A neuroscience-based methodology to identify the implicit associations of brazilian science teachers towards nuclear technology. International Journal of Development Research, v. 8, n. 6, p. 20904-20909, 2018.

    Abstract: Science, technology, and innovation play an essential role in helping countries increase the quality of life they offer their citizens. Since the discovery of nuclear fission in the 30s, the peaceful applications of nuclear technology have benefited several fields. Improved crops, preservation of food, health, environment protection and a stable supply of energy can be cited as contributions of nuclear technology for global wellbeing. Despite all benefits that result from the peaceful uses of nuclear technology, it is still addressed with prejudice. Prejudices may be explicit (conscious) or implicit (unconscious). Either explicit or implicit, prejudices interfere with individuals’ attitudes. This paper aims to assess the implicit associations of Brazilian science teachers towards nuclear technology by administering the Implicit Association Test (IAT). Identifying their implicit associations will contribute for the understanding of prejudices that may interfere with their teaching. A pretest with nuclear specialists was administered to check the consistency of the IAT. Subsequently, it was administered to the science teachers. The results of the IAT demonstrated more positive associations towards oil. The next step consists of proposing a methodology to change implicit associations of Brazilian science teachers towards nuclear technology.

    Palavras-Chave: neurology; nuclear energy; technology utilization; education; learning; educational facilities; training

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  • IPEN-DOC 28155

    CARMINATTO, AMANDA A.; CIONGOLI, GIOVANA ; SABUNDJIAN, GAIANE . Panorama mundial das pesquisas com robôs subaquáticos remotamente operados (ROV) / World panorama of remotely operated underwater robots (ROV) research. Research, Society and Development, v. 10, n. 12, p. 1-12, 2021. DOI: 10.33448/rsd-v10i12.20462

    Abstract: Veículos subaquáticos operados remotamente (ROVs) fazem parte de um grupo de tecnologias que vem sendo cada vez mais utilizados como ferramenta em pesquisas científicas. As aplicações para esses veículos são vastas e o trabalho tem por objetivo apresentar análises de âmbito socioeconômico e ambiental trazendo um panorama mundial sobre as pesquisas científicas que incluem os ROVs. Foi criada uma matriz de dados com pesquisa literária sendo incluídos 78 documentos publicados. As principais informações avaliadas foram continentes e países que publicam trabalhos, parcerias realizadas entre os países, se houve ou não financiamento para a realização do projeto, qual a área de estudo e aplicação e quais as características do ROV utilizado, especialmente se ele foi desenvolvido exclusivamente para o projeto ou se houve aquisição de equipamento já existente. Notamos que os países mais desenvolvidos são os que mais investem na tecnologia, tanto em número de publicações quanto em financiamentos, fato esse que pode ser justificado pelo compromisso de as entidades governamentais fazerem aportes constantes na pesquisa científica. Em contrapartida, países em desenvolvimento como Brasil e China vem apresentando ótimos resultados e crescimento na aplicação de recursos em ciência e tecnologia. Os benefícios do investimento nesta tecnologia refletem em toda a sociedade, gerando empregos, contribuindo para a economia nacional e incentivando a pesquisa, o conhecimento e a ciência.

    Palavras-Chave: nuclear energy; submarines; environment; investment; remote control

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  • IPEN-DOC 25154

    BARABAS, ROBERTA de C. ; LIMA, ANA C. de S. ; SABUNDJIAN, GAIANE . A panoramic view of nuclear science and technology education worldwide. International Journal of Development Research, v. 8, n. 10, p. 23256-23259, 2018.

    Abstract: Nuclear energy has been used as a source of clean energy with many benefits. Nevertheless, it is still addressed with prejudice. The atomic bombing of Hiroshima and Nagasaki during World War II (1945), the Three Mile Island accident (1979), Chernobyl accident (1986), the crash of the cesium-137 in Goiânia, Brazil (1987), and the accident in Fukushima (2011) may have been responsible for the negative image of nuclear energy. Researches on education have been conducted with students concerning the conceptual and practical issues of nuclear energy. This work aims to review the literature about nuclear energy education around the world in both, elementary school and high school. Since most educational researches on nuclear energy were published after 1980, this literature review covered the researches that have been published since 1980. The data were presented in chronological order. The results from the literature review provided a clear visualization of the global nuclear energy educational scenario, showing that the theme is still addressed with prejudice due to an incorrect view of nuclear energy and a limited view of its benefits. Concerning the science textbooks, the literature reports that the theme should be better addressed, encouraging students to research more about it. The data from this literature review will serve as a reference for a future proposal for a teaching training program for Brazilian science/physics high school teachers using a new teaching approach.

    Palavras-Chave: education; nuclear energy; information dissemination; learning; public information; public opinion; technology utilization; medicine

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  • IPEN-DOC 26677

    CABRAL, EDUARDO L.L. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; CONTI, THADEU das N. . Pixel-position-based lossless image compression algorithm. International Journal of Innovative Studies in Sciences and Engineering Technology, v. 5, n. 12, p. 21-30, 2019.

    Abstract: In this paper we present a novel lossless image compression method that is very simple and fast. The method uses linear prediction followed by arithmetic coding. Different prediction functions are used to estimate the intensity of image pixels. Two variants of the prediction algorithm are presented. One variant uses two different prediction functions and the other uses three different prediction functions. The position of the pixel in the image determines which prediction function is used. The method can be applied for images of any size and of high bit-depths. Standard images available in the literature are used to test the method. The compression ratios obtained with the proposed method are compared with the compression ratios obtained with the JPEG-LS and JPEG2000 methods and the results are satisfactory.

    Palavras-Chave: images; image processing; compression; algorithms; computer graphics; computer codes; image converters; standardization; tomography; x-ray equipment; ultrasonography; oil spills; biomedical radiography

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  • IPEN-DOC 12834

    HIRATA, DANIEL M.; SABUNDJIAN, GAIANE ; CABRAL, EDUARDO L.L. . Preliminary study of probabilistic safety assessment level 1 for the IEA-R1 research reactor of the IPEN/CNEN - Estudo comparativo da geracao comercial de energia eletrica. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 9, n. 3, p. 92-96, 2007.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; research reactors; probabilistic estimation; risk assessment; safety analysis; reactor accidents; reliability

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  • IPEN-DOC 23959

    MENZEL, FRANCINE ; SABUNDJIAN, GAIANE ; DAURIA, FRANCESCO; MADEIRA, ALZIRA A.. Proposal for systematic application of BEPU in the licensing process of nuclear power plants. International Journal of Nuclear Energy Science and Technology, v. 10, n. 4, p. 323-337, 2016.

    Abstract: In general, Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) methodology implies application of ‘realistic’ or the so-called ‘best estimate’ computational codes with uncertainty quantification to the thermal-hydraulic safety analyses of nuclear power plants within the licensing process. The results of such analyses are documented in Chapter 15 of Final Safety Analysis Report (FSAR). The objective of the present work is to discuss the possibility of adopting BEPU methodology to the entire FSAR, therefore extending its application range to the other chapters. To perform an entire FSAR based on BEPU, a homogenisation of the analysis is proposed. The first step towards BEPU-FSAR requires identification and characterisation of the parts where numerical analyses are needed (the so-called BEPU topics). The next step is to create a list of key technological areas, the so-called key disciplines and their related key topics and then an overview of the currently computational activities in each technological area. Based on the finalised BEPU applications one can conclude that this methodology is feasible, which encourages to extended its range of use to the other technological areas of FSAR, 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, adding new knowledge and therefore creating coherent and rigorous background of the BEPU-FSAR methodology.

    Palavras-Chave: reactor safety; safety analysis; licensing; deterministic estimation; nuclear power plants; probabilistic estimation; accident management

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  • IPEN-DOC 25067

    BORGES, EDUARDO M. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; CONTI, THADEU das N. ; BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; GUIMARAES, LAMARTINE N.F.. Simulação de um SBLOCA em Angra 2 com o RELAP5 / RELAP5 simulation of the SBLOCA in Angra 2. Ciência, Tecnologia & Ambiente, v. 7, n. 1, 2018. DOI: 10.4322/2359-6643.07102

    Abstract: O objetivo deste trabalho foi simular e avaliar o acidente básico de projeto de perda de refrigerante por pequena ruptura de 50 cm2 na perna fria do circuito primário da usina nuclear Angra 2. Nesta simulação, verificou-se que as lógicas de atuação do Sistema de Proteção do Reator (SPR) e do Sistema de Resfriamento de Emergência do Núcleo (SREN) de Angra 2 utilizadas nesta simulação funcionaram corretamente, mantendo a integridade do núcleo com temperaturas aceitáveis durante todo o evento. Os resultados obtidos foram satisfatórios quando comparados com os apresentados pelo Relatório Final de Análise de Segurança de Angra 2 (FSAR/A2).

    Palavras-Chave: reactors; loss of coolant; primary coolant circuits; safety analysis; eccs; angra-2 reactor; safety

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  • IPEN-DOC 23030

    BORGES, EDUARDO M. ; CONTI, THADEU das N. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Simulação do acidente de perda de refrigerante na linha do sistema de resfriamento de emergência do núcleo conectada à perna fria do circuito primário de ANGRA 2 / Simulation of the loss of coolant accident in the emergency core cooling system line connected to cold leg of the primary loopof ANGRA 2. Ciência, Tecnologia & Ambiente, v. 4, n. 1, p. 45-55, 2016. DOI: 10.4322/2359-6643.04107

    Abstract: Devido a ocorrência de acidentes nucleares, organizações reguladoras nucleares mundiais incluiram a análise de acidentes considerados como acidentes base de projeto – Perda de Refrigerane Primario grande ou pequenas-rupturas (Losso of Coolant Accident - LOCA) e incluí-los nos relatórios de análise de segurança de instalações nucleares. No Brasil, a ferramenta selecionada pela autoridade de licenciamento, Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), é a o código RELAP5. Este trabalho tem por objetivos simular e avaliar o acidente postulado de perda de refrigerante na linha do Sistema de Resfriamento de Emergência do Núcleo, que está conectada à perna fria do circuito primário da usina nuclear ANGRA 2. A área da ruptura é de 380 cm2 que é considerado um acidente de perda de refrigerante por pequena ruptura, conhecido como Small Break Loss of Coolant Accident (SBLOCA), que é descrito no Capítulo 15 do Relatório de Final de Análise de Segurança de ANGRA 2 – RFAS/A2. A metodologia utilizada para para atingir os objetivos deste trabalho é a simulação do acidente proposto com o código RELAP5, que é um programa com filosofia best estimate. As condições iniciais e de contorno adotadas na simulação são as mesmas mencionadas no RFAS/A2 e que são descritas no trabalho. Os resultados obtidos mostraram que o Sistema de Proteção do Reator e o Sistema de Resfriamento de Emergência do Núcleo de ANGRA 2 atuaram corretamente durante o evento simulado, mantendo a integridade do núcleo com temperaturas bem abaixo do valor limite (1200°C). Os resultados obtidos durante o acidente podem ser considerados satisfatórios, quando comparados aos dados apresentados no Relatório de Final de Análise de Segurança de ANGRA 2.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; computerized simulation; r codes; accidents; loss of coolant; emergency plans; pwr type reactors

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  • IPEN-DOC 27932

    BORGES, EDUARDO M. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Small break loss of coolant accident of 200 cm² in cold leg of primary loop of Angra2 nuclear power reactor evaluation. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 9, n. 2B, p. 1-16, 2021. DOI: 10.15392/bjrs.v9i2B.1274

    Abstract: The aim of this paper is evaluated the consequences to ANGRA 2 nuclear power reactor and to identify the flow regimes, the heat transfer modes, and the correlations used by RELAP5/MOD3.2.gama code in ANGRA 2 during the Small-Break Loss-of-Coolant Accident (SBLOCA) with a 200cm2 of rupture area in the cold leg of primary loop. The Chapter 15 of the Final Safety Analysis Report of ANGRA 2 (FSAR-A2) reports this specific kind of accident. The results from this work demonstrated the several flow regimes and heat transfer modes that can be present in the core of ANGRA 2 during the postulated accident. The results obtained for ANGRA 2 nuclear reactor core during the postulated accident were satisfactory when compared with the FSAR-A2. Additionally, the results showed the correct actuation of the ECCS guaranteeing the integrity of the reactor core.

    Palavras-Chave: cladding; reactor cores; voids; heat transfer; coolant circuits; sbloca; steady-state conditions; two-phase flow; eccs; reactor accident simulation

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Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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Ano de publicação: 2015

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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.