Abstract: Um desafio recorrente em processos produtivos é o desenvolvimento de sistemas de monitoração e diagnóstico. Esses sistemas ajudam na detecção de mudanças inesperadas e interrupções, prevenindo perdas e mitigando riscos. Redes Neurais Artificiais (RNA) têm sido largamente utilizadas na criação de sistemas de monitoração. Normalmente as RNA utilizadas para resolver este tipo de problema são criadas levando-se em conta apenas parâmetros como o número de entradas, saídas e quantidade de neurônios nas camadas escondidas. Assim, as redes resultantes geralmente possuem uma configuração onde há uma total conexão entre os neurônios de uma camada e os da camada seguinte, sem que haja melhorias em sua topologia. Este trabalho utiliza o algoritmo de Otimização por Colônia de Formigas (OCF) para criar redes neurais otimizadas. O algoritmo de busca OCF utiliza a técnica de retropropagação de erros para otimizar a topologia da rede neural sugerindo as melhores conexões entre os neurônios. A RNA resultante foi aplicada para monitorar variáveis do reator de pesquisas IEA-R1 do IPEN. Os resultados obtidos mostram que o algoritmo desenvolvido é capaz de melhorar o desempenho do modelo que estima o valor de variáveis do reator. Em testes com diferentes números de neurônios na camada escondida, utilizando como comparativos o erro quadrático médio, o erro absoluto médio e o coeficiente de correlação, o desempenho da RNA otimizada foi igual ou superior ao da tradicional.

Palavras-Chave: fault tree analysis; nerve cells; hidden variables; material balance; algorithms; programming; neural networks; on-line measurement systems; reactor monitoring systems; iear-1 reactor; nuclear power plants; layers

SANTOS, GEAN R. dos. Algoritmo de colônia de formigas e redes neurais artificiais aplicados na monitoração e detecção de falhas em centrais nucleares. Orientador: - Iraci Martinez Pereira Gonçalves. 2016. 62 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-02082016-144618. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26798. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A monitoração de variáveis e o diagnóstico de falhas é um aspecto importante a se considerar seja em plantas nucleares ou indústrias de processos, pois um diagnóstico precoce de falha permite a correção do problema proporcionando a não interrupção da produção e a segurança do operador e, assim, não causando perdas econômicas. O objetivo deste trabalho é, dentro do universo de todas as variáveis monitoradas de um processo, construir um conjunto de variáveis, não necessariamente mínimo, que será a entrada de uma rede neural e, com isso, conseguir monitorar, o maior número possível de variáveis. Esta metodologia foi aplicada ao reator de pesquisas IEA-R1 do IPEN. Para isso, as variáveis Potência do reator, Vazão do primário, Posição de barras de controle/segurança e Diferença de pressão no núcleo do reator D P, foram agrupadas, pois por hipótese quase todas as variáveis monitoradas em um reator nuclear tem relação com alguma dessas ou pode ser resultado da interação de duas ou mais. Por exemplo, a Potência está relacionada ao aumento e diminuição de algumas temperaturas bem como à quantidade de radiação devido à fissão do urânio; as Barras são reguladoras de potência e, por conseqüência podem influenciar na quantidade de radiação e/ou temperaturas; a Vazão do Circuito Primário, responsável pelo transporte de energia e pela conseqüente retirada de calor do núcleo. Assim, tomando o grupo de variáveis mencionadas, calculamos a correlação existente entre este conjunto B e todas as outras variáveis monitoradas (coeficiente de correlação múltipla), isto é, através do cálculo da correlação múltipla, que é uma ferramenta proposta pela teoria das Correlações Canônicas, foi possível calcular o quanto o conjunto B pode predizer cada uma das variáveis monitoradas. Uma vez que não seja possível uma boa qualidade de predição com o conjunto B, é acrescentada uma ou mais variáveis que possuam alta correlação com a variável melhorando a qualidade de predição. Finalmente, uma rede pode ser treinada com o novo conjunto e os resultados quanto a monitoração foram bastante satisfatórios quanto às 64 variáveis monitoradas pelo sistema de aquisição de dados do reator IEA-R1 através de sensores e atuadores , pois com um conjunto de 9 variáveis foi possível monitorar 51 variáveis.

Palavras-Chave: brazilian cnen; iear-1 reactor; failures; neural networks; correlations; reactor monitoring systems

COSTA, VALTER M. Análise das variáveis de entrada de uma rede neural usando teste de correlação e análise de correlaçao canônica. Orientador: Iraci Martinez Pereira. 2011. 102 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-21112011-093042. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10037. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Devido a evolução tecnológica as mudanças na manutenção industrial tem recebido um impacto muito grande com as tomadas de decisões durante as intervenções, pois estamos entrando na indústria 4.0. Cada vez mais existe um interesse muito grande das empresas em analisar os dados dos equipamentos para identificar o que chamamos de ponto preditivo, ou seja, o momento certo de parada do equipamento para realizar as atividades de manutenção garantindo a confiabilidade do sistema. O trabalho apresenta a análise dos dados de manutenção corretiva (mecânica) e preditiva (Vibrações mecânicas) dos conjuntos motobomba coletados em 8 anos de trabalho indicando os pontos críticos, consumo de energia e indicadores de classe mundial utilizados nas indústrias que buscam a excelência na manutenção industrial.

Palavras-Chave: iear-1 reactor; research reactors; cooling systems; absorption refrigeration cycle; pumps; vibrational states; failures; lasers; alignment; critical size; reactor maintenance; technology assessment; data analysis; mechanical efficiency; energy conservation; coefficient of performance; cost effectiveness analysis; standardization; decision making; planning; quality assurance; nuclear industry

OLIVEIRA, ALEXANDRE R. de. Análise dos dados de manutenção corretiva e preditiva do conjunto motobomba no circuito primário de refrigeração do Reator IEA-R1. Orientador: Thadeu das Neves Conti. 2020. 110 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-06112020-123449. Disponível em: http://200.136.52.105/handle/123456789/31712. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Neste trabalho foi realizado uma comparação entre três tipos de alvos (UAl2-Al, U-Ni cilíndrico e U-Ni placa) para a produção de 99Mo por fissão do 235U. Para isso foram desenvolvidas análises neutrônicas e termo-hidráulicas. Também foram realizados experimentos para se validar as metodologias de cálculo termo-hidráulica e neutrônica utilizadas neste trabalho. Para os cálculos neutrônicos foram utilizados os programas NJOY99.0, AMPX-II e HAMMERTECHNION, para geração das seções de choque, e os programas SCALE 6.0 e CITATION para os cálculos tridimensionais dos núcleos, queima do combustível e produção de 99Mo. Para os cálculos termo-hidráulicos foram utilizados os programas MTRCRIEAR1 e ANSYS CFX para calcular as variáveis térmicas e hidráulicas dos dispositivos de irradiação e compará-las a limites e critérios de projeto estabelecidos. Primeiro foram realizadas análises neutrônicas e termo-hidráulicas para o reator IEA-R1 com os alvos de UAl2-Al (10 miniplacas). As análises demonstraram que a atividade total obtida para o 99Mo nas miniplacas não atende à demanda dos hospitais brasileiros (450 Ci/semana) e que nenhum limite de projeto termo-hidráulico é ultrapassado. Em seguida foram realizados os mesmos cálculos para os três tipos de alvo no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB). As análises neutrônicas demonstraram que os três alvos podem atender à demanda dos hospitais brasileiros. As análises termo-hidráulicos demonstram que será necessário uma velocidade mínima no dispositivo de irradiação de 7 m/s para o UAl2, de 8 m/s para o alvo de U-Ni cilíndrico e de 9 m/s para o alvo de U-Ni placa para que nenhum limite de projeto seja ultrapassado. Foram realizados experimentos em uma bancada de aferição de vazão para se validar a metodologia de cálculo termo-hidráulico. Os experimentos realizados para se validar os cálculos neutrônicos foram feitos no reator IPEN/MB-01. Todos os experimentos foram simulados com as metodologias acima descritas e os resultados comparados entre si. Os resultados das simulações apresentaram boa concordância com os resultados experimentais.

Palavras-Chave: targets; enriched uranium reactors; isotope production reactors; molybdenum 99; iear-1 reactor; thermal hydraulics

DOMINGOS, DOUGLAS B. Análises neutrônica e termo-hidráulica de dispositivos para irradiação de alvos tipo LEU de UAlx-Al e U-Ni para produção de Mo-99 nos reatores IEA-R1 e RMB. Orientador: Antonio Teixeira Silva. Coorientador: Adimir dos Santos. 2014. 190 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2014.tde-17122014-133601. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23492. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O IPEN/CNEN-SP fabrica combustíveis para uso no seu reator nuclear de pesquisas, o IEA-R1. Para qualificar os seus combustíveis tem que comprovar o bom desempenho destes sob irradiação. Como o Brasil não possui reator nuclear de pesquisa com altos fluxos de nêutrons ou células quentes apropriadas para a realização de exames pós-irradiação de combustíveis nucleares, o IPEN/CNEN-SP conduziu um programa de qualificação operacional de elementos combustíveis empregando compostos de urânio já internacionalmente testados sob irradiação e qualificados para uso em reatores de pesquisas, obtendo experiência nas etapas de desenvolvimento tecnológico de fabricação de placas combustíveis, irradiação e ensaios não destrutivos pós-irradiação. Foram fabricados e irradiados diretamente no núcleo do IEA-R1, com sucesso, elementos combustíveis contendo dispersões com baixas frações volumétricas de combustível. Entretanto, existem planos no IPEN/CNEN-SP para aumentar a densidade de urânio dos seus combustíveis. O objetivo deste trabalho de tese consistiu no estudo e proposição de aplicação de um conjunto de métodos não destrutivos para a qualificação dos combustíveis a dispersão de U3O8-Al e U3Si2-Al com alta densidade de urânio fabricados no IPEN/CNEN-SP. Para tanto, foram considerados os recursos de irradiação e a aplicação, na piscina do reator IEA-R1, de métodos não destrutivos disponíveis na Instituição. A proposta consiste em especificar, fabricar e irradiar miniplacas combustíveis, nas densidades máximas já qualificadas internacionalmente e efetuar acompanhamento das condições gerais das mesmas, ao longo do período de irradiação, por meio de métodos não destrutivos na piscina do reator. Além dos métodos de inspeção visual e de sipping já empregados na Instituição, foi concluída a infraestrutura para realização de ensaios dimensionais sub-aquáticos para a avaliação do inchamento das miniplacas combustíveis irradiadas. As análises dos resultados darão subsídios para avaliar e decidir a continuidade ou não das irradiações das miniplacas, até que sejam alcançadas as queimas estipuladas para os testes de irradiação no IEA-R1.

Palavras-Chave: iear-1 reactor; dispersion nuclear fuels; uranium oxides u3o8; uranium silicides; aluminium; nondestructive analysis

SILVA, JOSE E.R. da. Aplicação de métodos não destrutivos para qualificação de combustíveis tipo dispersão de Usub(3)Osub(8)-Al e Usub(3)Sisub(2)-Al no reator IEA-R1. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. 2011. 180 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2011.tde-20122011-174050. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10058. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Neste trabalho foram desenvolvidos calculos neutrônicos, termo-hidráulicos e de segurança para avaliar a seguranca operacional de um dispositivo de irradiação a ser colocado no núcleo do reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. Este dispositivo de irradiação é utilizado para alojar miniplacas de combustvel do tipo dispers~ao de U3O8-Al e U3Si2-Al, com 19,75% em peso de 235U e densidades, respectivamente, de ate 3,2 gU/cm3 e 4,8 gU/cm3. Estas miniplacas serão irradiadas a queimas acima de 50% do 235U, de forma a qualificar este tipo de dispersão para utilização no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), em concepção. Para os calculos neutrônicos, foram utilizados os programas computacionais 2DB e CITATION. O programa FLOW foi utilizado para determinar o fluxo de refrigerante no irradiador, permitindo o cálculo das temperaturas máximas atingidas nas miniplacas de combustível com o programa MTRCR-IEA-R1. Um Acidente de Perda de Refrigerante (APR) foi analisado com os programas computacionais LOSS e TEMPLOCA, permitindo o cálculo das temperaturas nas miniplacas de combustível após o esvaziamento da piscina do reator. Os cálculos demonstraram que a irradiação deverá ocorrer sem consequências adversas no núcleo de reator IEA-R1.

Palavras-Chave: iear-1 reactor; fuel elements; fuel plates; irradiation devices; uranium 235; burnup; dispersion nuclear fuels; c codes; f codes; l codes; t codes; loss of coolant; radiation accidents

DOMINGOS, DOUGLAS B. Calculos neutronicos, termo-hidrulicos e de seguranca de um dispositivo para irradiacao de miniplacas (DIM) de elementos combustiveis tipo dispersao. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. 2010. 170 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-01082011-151838. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9510. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A segurança da operação de reatores nucleares depende dos materiais envolvidos em sua construção, pois são submetidos a variações de temperaturas em ambiente corrosivo e avarias causadas por partículas de alta energia. O combustível, que proporciona energia para o reator, possui vida útil muito menor, mas é submetido às mesmas condições. Dentre as ligas de urânio, o U3Si2 é bastante utilizado em reatores de pesquisa, dada a elevada densidade de urânio, boa condutividade térmica e resistência à amorfização induzida por radiação, ao inchamento e à propagação de trincas. Porém, no processo de fabricação da liga U-Si geralmente são formadas duas ou mais fases cristalinas, com comportamentos distintos sob irradiação. Por esse motivo, a especificação do pó de siliceto de urânio utilizado no reator IEA-R1 do IPEN, e do RMB (Reator Multipropósito Brasileiro) é de, pelo menos, 80% em massa de U3Si2. No entanto, as técnicas de caracterização atualmente utilizadas no controle de qualidade não permitem quantificar as fases cristalinas diretamente. Assim, esse trabalho propõe a utilização da difração de raios X (DRX), alinhada a refinamento pelo método de Rietveld para caracterização do pó de siliceto. Para tal, foram produzidas ligas de urânio contendo 33 a 67 mol% de silício, e técnicas de moagem e ajustes de refinamento foram testados. O método desenvolvido inclui cominuição em moinho vibratório e DRX com refinamento automatizado dos dados, permitindo a quantificação das fases cristalinas de maneira confiável, rápida e com mínima interferência do operador. Os resultados obtidos foram corroborados com os de técnicas como análise de imagem obtida por microscópio eletrônica de varredura (MEV), densidade e análises elementares de U e Si.

Palavras-Chave: alloy nuclear fuels; uranium silicates; uranium compounds; crystal-phase transformations; environmental engineering; safety engineering; reactor control systems; rmb reactor; x-ray diffraction; scanning electron microscopy; nuclear structure; specificity; iear-1 reactor

GARCIA, RAFAEL H.L. Caracterização e quantificação de fases em ligas de urânio-silício para aplicação como combustível nuclear. Orientador: Nelson Batista de Lima. Coorientador: Adonis Marcelo Saliba Silva. 2019. 203 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2019.tde-07032019-090637. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29868. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O Reator Nuclear de Pesquisa IEA-R1 em operação desde 1957 no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) é um dos reatores mais antigos do mundo em operação. Em algum momento no futuro, a exemplo de outros reatores, será desligado definitivamente. Antes de chegar este momento a organização operadora precisa planejar o futuro de suas instalações e definir o destino que pretende dar aos equipamentos e materiais radioativos e não radioativos que se encontram no interior das instalações. Estas questões devem estar contidas no chamado \"Plano de Descomissionamento Preliminar da Instalação\" que é o tema deste trabalho. O trabalho apresenta inicialmente uma visão geral sobre este tema e relaciona os objetivos gerais e específicos para sua realização, descrevendo a seguir, as diretrizes que a organização operadora deve considerar para formulação de um plano de descomissionamento. A estrutura atual do setor nuclear brasileiro enfatizando principalmente as normas utilizadas no gerenciamento do rejeito radioativo é apresentada. Uma descrição dos principais equipamentos do reator IEA-R1 que constituem o seu inventário radioativo e não radioativo é apresentada. O trabalho enfatiza também a experiência adquirida pelo corpo técnico do reator com as reformas e modificações realizadas na instalação durante sua vida útil. Esta experiência pode ser de grande valia por ocasião do descomissionamento do reator no futuro. Um experimento usando o método de espectrometria gama de alta resolução e cálculo computacional através da teoria de Monte Carlo foi realizado com o objetivo de se obter uma estimativa do volume de rejeito radioativo gerado pelo desmantelamento das paredes de concreto da piscina do reator. O custo do descomissionamento em função da estratégia escolhida é determinado utilizando o código CERREX. Por fim, é realizada uma discussão sobre as diferentes estratégias consideradas. Na base destas discussões conclui-se que a estratégia mais vantajosa a ser adotada no caso deste reator é aquela que preserva o seu prédio e instalações anexas, tendo em vista o grande volume de rejeito radioativo e custos sensivelmente maiores que resultariam com o seu desmantelamento. É sugerida a preservação de parte das equipes de operação, manutenção, proteção radiológica e física da instalação e utilização do prédio do reator e anexos para divulgação da energia nuclear através de sua transformação em um museu, uma vez que este foi o primeiro reator nuclear construído no Brasil e, desde sua inauguração, tem sido utilizado como forma de divulgação da energia nuclear no país.

Palavras-Chave: iear-1 reactor; decommissioning; reactor shutdown; c codes; radioactive waste management; lifetime extension

FRAJNDLICH, ROBERTO. Considerações sobre o descomissionamento do reator de pesquisa IEA-R1 e futuro de suas instalações após o seu desligamento. Orientador: Rajendra Narain Saxena. 2014. 190 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, DOI: 10.11606/T.85.2014.tde-09022015-101731. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23501. Acesso em: $DATA.

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