Navegação Periódicos - Artigos por assunto "failures"

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  • IPEN-DOC 07619

    MIRANDA, C.A.J. ; LANDES, J.D.. An application of the J-Q model for estimating cleavage stress in the brittle-to-ductile transition. Fatigue Fracture of Engineering Materials Structure, v. 24, p. 391-404, 2001.

    Palavras-Chave: steels; fracture properties; stresses; failures; ductile-brittle transitions

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  • IPEN-DOC 20234

    CARNEIRO, ALVARO L.G. ; PORTO JUNIOR, ALMIR C.S.. An integrated approach for process control valves diagnosis using fuzzy logic. World Journal of Nuclear Science and Technology, v. 4, p. 148-157, 2014.

    Palavras-Chave: artificial intelligence; expert systems; failures; fuzzy logic; process control; pwr type reactors; reactor maintenance; valves

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  • IPEN-DOC 26402

    RIOS, D.A.S. ; RIOS, P.B.; SORDI, G.M.A.A. ; CARNEIRO, J.C.G.G. . Análise de situações de exposição potencial em aceleradores de elétrons autoblindados. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 7, n. 3, p. 1-15, 2019. DOI: 10.15392/bjrs.v7i3.851

    Abstract: Neste estudo foram estimadas as doses decorrentes de situações de exposição potencial em uma indústria de embalagens que utiliza um acelerador de elétrons autoblindado para a cura de tintas e vernizes em substratos poliméricos. Para isso foram avaliadas as probabilidades de falhas no sistema de segurança do acelerador e realizadas simulações envolvendo duas situações acidentais que poderiam levar à exposição potencial de Indivíduos Ocupacionalmente Expostos e Indivíduos do Público. Embora estas situações de exposição sejam pouco prováveis e envolva um número pequeno de indivíduos o estudo ressalta a importância de realizar exercícios de simulação permitindo identificar as possíveis falhas de operação e as consequências radiológicas para esse tipo de evento. Os exercícios de simulação realizados apontaram a necessidade de incluir a equipe de intervenção para saneamento do acidente, representada pela brigada de incêndio a qual foi incluída nos treinamentos periódicos de proteção radiológica. Além disso, as estimativas de falha no sistema de segurança e as doses resultantes demonstraram a conformidade aos requisitos de proteção radiológica.

    Palavras-Chave: accelerators; accidents; failures; occupational exposure; probabilistic estimation; radiation protection; safety analysis; self-shielding; simulation

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  • IPEN-DOC 09328

    OLIVEIRA, P.S.P. ; TONDIN, J.B.M. ; RICCI FILHO, W. ; MARTINS, M.O. ; KURAZUMI, E.P. ; VIEIRA NETO, A.S. ; SAUER, M.E.L.J. ; JEREZ, R. ; BITELLI, U.D. . Base de dados de confiabilidade de componentes para os reatores de pesquisa IEA-R1 e IPEN/MB-01: objetivos, estrutura e conteudo. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 4, n. 2, p. 39-44, 2002.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; ipen-mb-1 reactor; reactor components; reliability; data base management; data compilation; failures; computer codes; reactor maintenance; reactor safety

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  • IPEN-DOC 09350

    CARNEIRO, A.L.G. ; SILVA, A.A.; TING, D.K.S. ; UPADHYAYA, B.R.. Deteccao de falhas em valvulas moto-operadas utilizando Transformada de Wavelet. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 4, n. 2, p. 551-557, 2002.

    Palavras-Chave: valves; failures; transients; signals; functions; frequency analysis; monitoring; maintenance; reactor maintenance

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  • IPEN-DOC 10249

    VASQUEZ, P.A. ; COSTA, F.E. ; CALVO, W.A.P. ; HAMADA, M.M. . Development of a scintillator detector system for gamma-ray scan measurements of industrial distillation columns. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, v. 537, n. 1-2, Section A, p. 458-461, 2005.

    Palavras-Chave: attenuation; cesium iodides; cobalt 60; distillation; failures; gamma radiation; performance; petrochemical plants; sealed sources; solid scintillation detectors

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  • IPEN-DOC 10845

    GIOVEDI, C.; MACHADO, L.D.B. ; AUGUSTO, M.; SEGURA PINO, E. ; RADINO, P.. Evaluation of the mechanical properties of carbon fiber after electron beam irradiation. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, v. 236, n. 1-4, Section B, p. 526-530, 2005.

    Palavras-Chave: adhesion; carbon fibers; composite materials; electron beams; evaluation; failures; irradiation; mechanical tests; resins; surfaces; tensile properties

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  • IPEN-DOC 18668

    COUTO, A.A. ; ANDRADE, A.H.P. ; REIS, D.A.P.; ZEPKA, S.. Failure analysis of an automotive component (Cardan Yoke) by scanning electron microscopy. Defect and Diffusion Forum, v. 326-328, p. 187-192, 2012.

    Palavras-Chave: automotive accessories; failures; fractures; fatigue; mechanical properties; scanning electron microscopy

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  • IPEN-DOC 12742

    COSTA, ANA M.M.; SILVA, ISMAEL D.C.G. da; AFFONSO, REGINA ; SOARES JUNIOR, JOSE M.; NUNES, MAIRA G. ; LIMA, GERALDO R. de; BARACAT, EDMUND C.. Gene analysis in patients with premature ovarium failure or gonadal dysgenesis: A preliminary study. Maturitas, v. 57, n. 4, p. 399-404, 2007.

    Palavras-Chave: genes; ovaries; failures; gene mutations; gonads

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  • IPEN-DOC 18229

    NASCIMENTO, C.S. do; MESQUITA, R.N. de . Human reliability analysis data obtainment through fuzzy logic in nuclear plants. Nuclear Engineering and Design, v. 250, p. 671-677, 2012.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; reactor operators; failures; human factors; probability; reliability; fuzzy logic

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  • IPEN-DOC 13743

    CARNEIRO, ALVARO L.G. ; SILVA, AUCYONE A. da ; UPADHYAYA, BELLE R.. Incipient fault detection of motor-operated valves using wavelet transform analysis. Nuclear Engineering and Design, v. 238, n. 9, p. 2453-2459, 2008.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; detection; safety; motors; valves; system failure analysis; signals; monitoring; reactor maintenance; diagnosis; failures; information; maintenance; reliability; transients

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  • IPEN-DOC 27844

    PEREIRA, IRACI M. ; MORAES, DAVI A. . Monitoring system for an experimental facility using GMDH methodology. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 8, n. 3B, p. 1-12, 2021. DOI: 10.15392/bjrs.v8i3B.663

    Abstract: This work presents a Monitoring System based on the GMDH - Group Method of Data Handling methodology applied in an Experimental Test Facility. GMDH is a combinatorial multi-layer algorithm in which a network of layers and nodes is generated using a number of inputs from the data stream being evaluated. The GMDH method is based on an underlying assumption that the data can be modeled by using an approximation of the Volterra Series or Kolmorgorov-Gabor polynomial. The Fault Test Experimental Facility was designed inspired in a PWR nuclear power plant and is composed by elements that correspond to the pressure vessel, steam generator, pumps of the primary and secondary reactor loops. The nuclear reactor core is represented by an electrical heater with different values of power. The exper-imental plant is fully instrumented with sensors and actuators. The Fault Test Experimental Facility can be operated to generate normal and faulty data. These failures can be added initially with small magnitude, and their magnitude being increasing gradually in a controlled way. The database will interface with the plant supervisory system SCADA (Super-visory Control and Data Acquisition) that provides the data through standard interface.

    Palavras-Chave: algorithms; artificial intelligence; computerized simulation; failures; g codes; polynomials; pwr type reactors; reactor cores; s codes; test facilities; volterra integral equations

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  • IPEN-DOC 24688

    GOMES, D.S. ; SILVA, A.T. . Nuclear fuel safety threshold determined by logistic regression plus uncertainty. World Academy of Science, Engineering and Technology, v. 11, n. 3, p. 622-628, 2017.

    Observação: Artigo possui mais dois títulos de periódico: International Journal of Aerospace and Mechanical Engineering; e International Scholarly and Scientific Research & Innovation

    Abstract: Analysis of the uncertainty quantification related to nuclear safety margins applied to the nuclear reactor is an important concept to prevent future radioactive accidents. The nuclear fuel performance code may involve the tolerance level determined by traditional deterministic models producing acceptable results at burn cycles under 62 GWd/MTU. The behavior of nuclear fuel can simulate applying a series of material properties under irradiation and physics models to calculate the safety limits. In this study, theoretical predictions of nuclear fuel failure under transient conditions investigate extended radiation cycles at 75 GWd/MTU, considering the behavior of fuel rods in light-water reactors under reactivity accident conditions. The fuel pellet can melt due to the quick increase of reactivity during a transient. Large power excursions in the reactor are the subject of interest bringing to a treatment that is known as the Fuchs-Hansen model. The point kinetic neutron equations show similar characteristics of non-linear differential equations. In this investigation, the multivariate logistic regression is employed to a probabilistic forecast of fuel failure. A comparison of computational simulation and experimental results was acceptable. The experiments carried out use the pre-irradiated fuels rods subjected to a rapid energy pulse which exhibits the same behavior during a nuclear accident. The propagation of uncertainty utilizes the Wilk's formulation. The variables chosen as essential to failure prediction were the fuel burnup, the applied peak power, the pulse width, the oxidation layer thickness, and the cladding type.

    Palavras-Chave: nuclear fuels; safety; radiation protection; regression analysis; reactor accidents; fuel rods; failures; safety margins

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  • IPEN-DOC 25933

    OLIVEIRA, PATRICIA da S.P. de ; ANDREA, VINICIUS ; SANTIAGO, ELISABETE I. ; LOPES, THIAGO ; ANDRADE, DELVONEI A. de ; LINARDI, MARCELO . A reliability-based strategy for the analysis of single proton exchange membrane fuel cells. Energy and Power Engineering, v. 11, n. 8, p. 303-319, 2019. DOI: 10.4236/epe.2019.118019

    Abstract: The development of power conversion systems based on fuel cells has been demanding reliability studies since the requirements associated with cost and durability of these technological products have become fundamental to their acceptance by the energy market. The experimental part of the reliability study presented in this work consisted of performing life tests with single proton exchange membrane fuel cells (PEMFCs). The proposed reliability analysis methodology covered the application of qualitative and quantitative techniques. In the qualitative approach, a Failure Mode and Effect Analysis was developed in order to identify and evaluate all potential failures associated with the operation of fuel cells. In the quantitative approach, a statistical analysis was applied to the sample data generated in long-term steady-state tests of these devices. A two-parameter exponential distribution was fitted to data and the maximum likelihood estimate for the mean time to failure (MTTF) of the fuel cells was calculated. It is important to point out that the tests performed under the scope of this study were the first long-term experiments performed with the fuel cells produced in the laboratories of IPEN-CNEN/SP, Brazil. Although the results indicated that fuel cell performance and durability were still at a level below the targets normally established for similar commercial devices, the improvement of the main components of PEMFCs has been the objective of several projects developed at the institute. Thus, the main benefit brought by this study is the proposed methodology, which can be implemented as part of a reliability growth analysis of the fuel cells and can be integrated into the design process of these devices.

    Palavras-Chave: fuel cells; reliability; durability; lifetime; energy; failures; hydrogen; brazilian cnen

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  • IPEN-DOC 18367

    NEGRETTI, THIAGO B.; KITAGAWA, HELIO; COUTO, ANTONIO A. ; MILETOVIC, CARLOS; PETRUK, ALEX. Structural integrity analysis of the charging air tube support for a diesel engine of commercial vehicle. SAE International, 2012.

    Palavras-Chave: diesel engines; vehicles; mechanical structures; failures; numerical solution; experimental data; dynamic loads

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  • IPEN-DOC 13822

    MARTINS, MARIA da P.S.; ANDRADE, DELVONEI A. de . Study of human factors and its basic aspects, focusing the operators of IEA-R1 research reactor. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 10, n. 1, p. 20-23, 2008.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; nuclear operators; human factors; failures; accidents

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  • IPEN-DOC 19896

    MARTINS, MARIA da P.S.; ANDRADE, DELVONEI A. de ; VANNI, SILVIA R.; SABUNDJIAN, GAIANE . Study of stress in nuclear area workers: silent enemy. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 14, n. 2, p. 81-84, 2012.

    Palavras-Chave: brazilian cnen; iear-1 reactor; reactor operators; failures; human factors; biological stress

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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.


2. A experiência do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) na criação de um Repositório Digital Institucional – RDI, clique aqui.

O Repositório Digital do IPEN é um equipamento institucional de acesso aberto, criado com o objetivo de reunir, preservar, disponibilizar e conferir maior visibilidade à Produção Científica publicada pelo Instituto, desde sua criação em 1956.

Operando, inicialmente como uma base de dados referencial o Repositório foi disponibilizado na atual plataforma, em junho de 2015. No Repositório está disponível o acesso ao conteúdo digital de artigos de periódicos, eventos, nacionais e internacionais, livros, capítulos, dissertações, teses e relatórios técnicos.

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