Navegação Periódicos - Artigos por assunto "r codes"
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BAPTISTA FILHO, B.D.
; CABRAL, E.L.L.
; BARROSO, A.C.O.
. An R-package for water and steam properties for scientific and general use.
International Journal of Nuclear Energy Science and Technology,
v. 12,
n. 2,
p. 172-195,
2018.
Abstract:
The International Association for the Properties of Water and
Steam (IAPWS) develops formulations for the calculation of thermophysical
properties of water as a function of different combinations of temperature,
density, pressure, enthalpy, and entropy. These properties are useful for
scientists and nuclear, chemical, and mechanical engineers who analyse
experimental data or are involved with projects and equipment development,
like heat exchangers, turbines, or nuclear power reactors. The IAPWS-95
formulation solves the fundamental equation of Helmholtz free energy as a
function of temperature and density. This paper gives a description of how
these equations are solved and exemplifies the use of a package developed for
the free platform R. The IAPWS95 package was developed to help users to get
access to the IAPWS-95 formulation in a free software environment which is
growing exponentially. Transport properties were programmed using other
IAPWS releases. The examples consider the uncertainty analysis of thermal
parameters of a nuclear power reactor and the preparation of tables and graphs
of water properties.
Palavras-Chave: water; aqueous solutions; steam; water vapor; mechanical properties; physical properties; thermodynamic properties; water saturation; computer codes; r codes; free energy; helmholtz theorem; pwr type reactors; sensitivity analysis
. An R-package for water and steam properties for scientific and general use. International Journal of Nuclear Energy Science and Technology, v. 12, n. 2, p. 172-195, 2018. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29363. 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.
; 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
. Análise do acidente de perda de refrigerante primário devido a quebra da linha de surto do pressurizador da usina nuclear Angra 2. Revista Internacional de Ciências, v. 10, n. 1, p. 3-21, 2020. DOI: 10.12957/ric.2020.44530. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31468. 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.
. Behaviour of a natural circulation facility with a two-phase flow and in the presence of noncondensable gases for research and development of an emergency cooling system of advanced nuclear reactors.
International Journal of Nuclear Energy Science and Technology,
v. 5,
n. 1,
p. 52-65,
2010.
Palavras-Chave: natural convection; two-phase flow; reactors; cooling systems; emergency plans; simulation; r codes
. Behaviour of a natural circulation facility with a two-phase flow and in the presence of noncondensable gases for research and development of an emergency cooling system of advanced nuclear reactors. International Journal of Nuclear Energy Science and Technology, v. 5, n. 1, p. 52-65, 2010. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/4750. 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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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
. 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. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/4407. 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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KAKOI, ADELIA A.Y.
; HEREDIA, EDUARDO
; XAVIER, MARCOS
; RODRIGUES JUNIOR, ORLANDO
; CARDOSO, JOAQUIM C.S.
. Penelope simulations of photon calibration fields at the LMIV-IPEN.
Radioproteção,
v. 2,
n. 20,
p. 151-155,
2012.
Palavras-Chave: computer calculations; europium; europium 152; gamma radiation; monte carlo method; photon beams; photons; probability; r codes; radiation scattering analysis; scattering; spectra; stochastic processes
. Penelope simulations of photon calibration fields at the LMIV-IPEN. Radioproteção, v. 2, n. 20, p. 151-155, 2012. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9054. 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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SABUNDJIAN, G.
; ANDRADE, D.A.
. Simulacao de um acidente postulado de perda de refrigerante primario por pequena ruptura na Usina Angra-2 com o codigo RELAP 5/MOD3.2.2g.
Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento,
v. 4,
n. 2,
p. 258-264,
2002.
Palavras-Chave: reactor accidents; loss of coolant; eccs; computerized simulation; r codes; angra-2 reactor; reactor safety
. Simulacao de um acidente postulado de perda de refrigerante primario por pequena ruptura na Usina Angra-2 com o codigo RELAP 5/MOD3.2.2g. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 4, n. 2, p. 258-264, 2002. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/6010. 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.
; 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
. 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. Ciência, Tecnologia & Ambiente, v. 4, n. 1, p. 45-55, 2016. DOI: 10.4322/2359-6643.04107. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/27730. 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.
; TORRES, W.M.
. Studies on steam condensation with non-condensable gases in a horizontal condenser tube for advanced nuclear reactors using RELAP5.
International Journal of Nuclear Energy Science and Technology,
v. 6,
n. 1,
p. 82-91,
2011.
Palavras-Chave: steam condensers; gases; rhr systems; reactor cooling systems; advanced reactors; condenser cooling systems; heat transfer; simulation; r codes
. Studies on steam condensation with non-condensable gases in a horizontal condenser tube for advanced nuclear reactors using RELAP5. International Journal of Nuclear Energy Science and Technology, v. 6, n. 1, p. 82-91, 2011. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/4509. 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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MAPRELIAN, EDUARDO
; TORRES, WALMIR M.
; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO
; UMBEHAUN, PEDRO E.
; BERRETTA, JOSE R.
; SABUNDJIAN, GAIANE
. Total and partial loss of coolant experiments in an instrumented fuel assembly of IEA-R1 research reactor.
Nuclear Engineering and Design,
v. 363,
p. 1-11,
2020.
DOI:
10.1016/j.nucengdes.2020.110610
Abstract:
The safety of nuclear facilities has been a growing global concern, mainly after the Fukushima nuclear accident.
Studies on nuclear research reactor accidents such as the Loss of Coolant Accident (LOCA), many times considered
a design basis accident, are important for ensure the integrity of the plant. A LOCA may lead to the
partial or complete uncovering of the fuel assemblies and it is necessary to assure the decay heat removal as a
safety condition. This work aimed to perform, in a safe way, partial and complete uncovering experiments for an
Instrumented Fuel Assembly (IFA), in order to measure and compare the actual fuel temperatures behavior for
LOCA in similar conditions to research reactors. A test section for experimental simulation of Loss of Coolant
Accident named STAR was designed and built. The IFA was irradiated in the IEA-R1 core and positioned in the
STAR, which was totally immersed in the reactor pool. Thermocouples were installed in the IFA to measure the
clad and fluid temperatures in several axial and radial positions. Experiments were carried out for five levels of
uncovering of IFA, being one complete uncovering and four partial uncovering, in two different conditions of
decay heat. It was observed that the cases of complete uncovering of the IFA were the most critical ones, that is,
those cases presented higher clad temperatures when compared with partial uncovering cases, for the specific
conditions of heat decay intensity and dissipation analyzed. The maximum temperatures reached in all experiments
were quite below the fuel blister temperature, which is around 500 °C. The STAR has proven to be a
safe and reliable experimental apparatus for conducting loss of coolant experiments.
Palavras-Chave: computer codes; computerized simulation; data covariances; fuel assemblies; loss of coolant; natural convection; r codes; radiosensitivity effects; reactor accident simulation; research reactors; sensitivity analysis
. Total and partial loss of coolant experiments in an instrumented fuel assembly of IEA-R1 research reactor. Nuclear Engineering and Design, v. 363, p. 1-11, 2020. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2020.110610. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31409. 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.
-
MACEDO, L.A.
; TORRES, W.M.
; SABUNDJIAN, G.
; ANDRADE, D.A.
; BELCHIOR JUNIOR, A.
. Web-based post-processor for RELAP5: a development based on LabVIEW.
International Journal of Nuclear Energy Science and Technology,
v. 7,
n. 2,
p. 166-178,
2012.
Palavras-Chave: reactors; nuclear power; natural convection; computerized simulation; r codes; l codes
. Web-based post-processor for RELAP5: a development based on LabVIEW. International Journal of Nuclear Energy Science and Technology, v. 7, n. 2, p. 166-178, 2012. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/4245. 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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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.