Navegação Teses por assunto "iear-1 reactor"

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  • IPEN-DOC 11602

    GORDON, ANA M.P.L. . Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - (1956-2000). Um estudo de caso à luz da história da ciência, da tecnologia e da cultura brasileira. 2006. Tese (Doutoramento) - Faculdade de Filosofia, Letras e Ciencias Humanas da Universidade de São Paulo, Sao Paulo. p. Orientador: Shozo Motoyama.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; nuclear energy; brazil; historical aspects; socio-economic factors

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  • IPEN-DOC 00375

    KOSKINAS, MARINA F. . Medida do fluxo termico, epitermico e rapido no reator IEA-R1 pelo metodo de ativacao de folhas. 1978. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Energia Atomica - IEA, Sao Paulo. 109 p. Orientador: Roberto Fulfaro.

    Palavras-Chave: neutron detection; neutron flux; research reactors; iear-1 reactor; thermal neutrons

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  • IPEN-DOC 03179

    BITELLI, ULYSSES D. . Medida e calculo da distribuicao espacial e energetica de neutrons no nucleo do reator IEA-R1. 1988. Dissertacao(Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 124 p. Orientador: Jose Rubens Maiorino.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; neutron flux; neutron flux; radiation detectors

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  • IPEN-DOC 03531

    FERREIRA, PAULO S.B. . Medida e calculo de parametros de reatividade no reator IEA-R1. 1988. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 166 p. Orientador: Jose Rubens Maiorino.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; reactivity

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  • IPEN-DOC 01062

    SIMOES, GRACIETE P. . Medidas e analises de ruido neutronico do reator de pesquisa, tipo piscina, do Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares de Sao Paulo. 1979. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 174 p. Orientador: Lao Holland.

    Palavras-Chave: ionization chambers; reactivity; reactor noise; research reactors; iear-1 reactor

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  • IPEN-DOC 09626

    BENEVENUTI, ERION de L. . Metodologia para monitoracao e diagnostico de vibracao das bombas moto-operadas do circuito primario de refrigeracao do Reator IEA-R1. 2004. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 220 p. Orientador: Daniel Kao Sun Ting.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; primary coolant circuits; motors; pumps; mechanical vibrations; monitoring; reactor instrumentation; reactor monitoring systems

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  • IPEN-DOC 27259

    SANTOS, PEDRO H. di G. . Modelagem numérica de um elemento combustível para estudos hidrodinâmicos / Numerical modeling of a fuel element for hydrodynamic studies . 2018. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 108 p. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-03022020-150336

    Abstract: É visível, no mundo atual, a elevada dependência da utilização de energia elétrica. Na tentativa de suprir as necessidades de consumo e impedir o déficit energético, a sociedade faz uso dos mais diversos artifícios para a obtenção desta. Nesta perspectiva, a utilização da energia nuclear vem sempre sendo recolocada nos fóruns mundiais de geração elétrica revelando-se uma alternativa eficiente, limpa e de baixo custo. Devido à complexidade enfrentada durante a instalação de empreendimentos nucleares diversos protocolos, equipamentos e ações de segurança são empregados para garantir a operação segura da planta nuclear ao longo de sua vida útil. Reatores de pesquisas prestam suporte no desenvolvimento de novas tecnologias e práticas de segurança, desde que estes tenham seus fenômenos e comportamentos bem compreendidos como base de partida. O presente trabalho destina-se a criar suporte para a atualização da análise de segurança do reator de pesquisa IEA-R1. Testes numéricos foram conduzidos para validar a viabilidade de construção de um modelo computacional capaz de apresentar resultados similares aos dados experimentais já existentes. O trabalho mostra que a distribuição de vazão no elemento combustível ocorre de forma não uniforme com os canais laterais recebendo vazões menores do que os centrais. Os canais periféricos recebem uma vazão média de 95% da vazão principal enquanto os canais centrais recebem até 105% da vazão principal. Os resultados são ligeiramente diferentes dos resultados experimentais apresentados anteriormente, entretanto apresentam uma boa correlação com outros estudos numéricos em elementos combustíveis similares.

    Palavras-Chave: nuclear fuels; hydrodynamics; fluid flow; fluid poison control; fuel elements; reactor protection systems; calculation methods; numerical solution; computer calculations; comparative evaluations; volumetric analysis; kinetic equations; iear-1 reactor; research reactors; thermal reactors

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  • IPEN-DOC 12769

    GOMES NETO, JOSE. Modelo híbrido de banco de dados relacional, de alto desempenho e capacidade de armazenamento, para aplicacoes voltadas a engenharia nuclear / Relational database hybrid model, of high performance and storaging capacity, for nuclear engineering applications . 2008. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, São Paulo. 96 p. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. DOI: 10.11606/D.85.2008.tde-23092009-143536

    Abstract: O objetivo deste trabalho é apresentar o banco de dados relacional, denominado FALCAO, que foi criado e implementado com a função de armazenar as variáveis monitoradas no reator de pesquisa IEA-R1, localizado no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN CNEN/SP. O modelo lógico de dados e sua influência direta na integridade da informação fornecida são cuidadosamente considerados. São apresentados os conceitos e etapas de normalização e desnormalização, incluindo as entidades e relacionamentos do modelo lógico de dados. São também apresentadas as influências dos relacionamentos e regras do modelo de dados nos processos de aquisição, carga e disponibilização da informação final, sob a óptica do desempenho, visto que estes processos ocorrem em lotes e em pequenos intervalos de tempo. A aplicação SACD, através de suas funcionalidades, apresenta as informações armazenadas no banco FALCAO de maneira prática e otimizada. A implementação do banco de dados FALCAO ocorreu com o êxito esperado, mostrando-se indispensável ao cotidiano dos pesquisadores envolvidos por conta da substancial melhoria dos processos e da confiabilidade associada a estes.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; data base management; nuclear data collections

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  • IPEN-DOC 06916

    NAHUEL CARDENAS, JOSE P. . Monitoracao continua do balanco termico para determinacao da potencia do reator IEA-R1. 2000. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 159 p. Orientador: Valdemir Gutierrez Rodrigues.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; reactor operation; reactor monitoring systems; data acquisition systems; computer graphics; reactor instrumentation; temperature measurement

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  • IPEN-DOC 00511

    SOUSA, JOEL A. de . Monitoracao da potencia do reator nuclear IEAR-1 pela atividade do N 16. 1970. Dissertacao (Mestrado) - Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP, Sao Paulo. 38 p. Orientador: Paulo Saraiva de Toledo.

    Palavras-Chave: gamma spectra; nitrogen 16; monitoring; research reactors; iear-1 reactor; south america; brazil; water cooled reactors; gamma spectroscopy; radioactivation

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  • IPEN-DOC 11298

    GONCALVES, IRACI M. P. . Monitoração e diagnóstico para detecção de falhas de sensores utilizando a metodologia GMDH. 2006. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. p. Orientador: Daniel Kao Sun Ting. DOI: 10.11606/T.85.2006.tde-04062012-144516

    Abstract: O sistema de detecção de falhas e diagnóstico é um sistema de suporte ao operador dedicado a funções específicas que alertam os operadores para problemas de falhas em sensores e atuadores, e auxiliam no diagnóstico antes que os limites normais de alarmes sejam atingidos. Sistemas de suporte ao operador surgiram para diminuir a complexidade dos painéis causada pelo grande aumento de informação disponível nas salas de controle das centrais nucleares. Neste trabalho foi desenvolvido um Sistema de Monitoração e Diagnóstico utilizando a metodologia GMDH (Group Method of Data Handling) aplicado ao reator de pesquisas do Ipen IEA-R1. O sistema faz a monitoração, comparando os valores calculados pelo modelo GMDH com os valores medidos. A metodologia desenvolvida foi aplicada inicialmente em modelos teóricos: um modelo teórico de trocador de calor e um modelo teórico do reator IEA-R1. Os resultados obtidos com os modelos teóricos propiciaram uma base para a aplicação da metodologia aos dados de operação do reator. Para a monitoração de dados de operação foram desenvolvidos três modelos GMDH: o primeiro utilizou apenas variáveis de processo, o segundo modelo foi desenvolvido considerando-se algumas variáveis nucleares e três variáveis de temperatura, e o terceiro modelo GMDH considerou todas as variáveis possíveis. Os três modelos apresentaram resultados excelentes, mostrando amplamente a viabilidade da utilização da metodologia GMDH na monitoração de dados de operação. A comparação entre os resultados dos três modelos desenvolvidos mostrou ainda a capacidade da metodologia GMDH de escolher as melhores variáveis para otimização do modelo. Para a implementação de um sistema de diagnóstico, foram adicionadas falhas sinteticamente aos valores das variáveis de temperatura. Os valores de falhas correspondem a uma descalibração da temperatura e o resultado da monitoração de dados com falhas foi utilizado para a elaboração de um sistema de diagnóstico simples e objetivo baseado na lógica nebulosa.

    Palavras-Chave: accuracy; computerized simulation; data acquisition systems; experimental data; fuzzy logic; g codes; heat exchangers; iear-1 reactor; m codes; neural networks; optimization; reactor monitoring systems; reactor operation; temperature measurement

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  • IPEN-DOC 04783

    SEMMLER, RENATO . Montagem e calibracao de um novo arranjo experimental para a producao e utilizacao de radiacao gama de captura. 1993. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, São Paulo. 68 p. Orientador: Luiz Paulo Geraldo.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; capture; gamma radiation; photonuclear reactions; li-drifted ge detectors; beam holes

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  • IPEN-DOC 07922

    VALENTE, PAULA M.B. . Operadores de reatores nucleares: um estudo sobre a identidade profissional. 1997. Dissertacao (Mestrado) - Universidade São Marcos, São Paulo, Sao Paulo. 108 p. Orientador: Antonio da Costa Ciampa.

    Palavras-Chave: reactor operators; behavior; human factors; working conditions; iear-1 reactor

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  • IPEN-DOC 20742

    CASTRO, VINICIUS A. de . Otimização do feixe de irradiação na instalação para estudos em BNCT junto ao reator IEA-R1 / Optimization of the irradiation beam in the bnct research facility at IEA-R1 reactor . 2014. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 77 p. Orientador: Paulo de Tarso Dalledone Siqueira. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-01042015-145250

    Abstract: A Terapia por Captura de Nêutrons pelo Boro (BNCT) é uma técnica radioterapêutica, que visa o tratamento de alguns tipos de câncer, em que sua energia útil é proveniente da reação nuclear promovida pela incidência de nêutrons térmicos no isótopo de 10B. No Brasil existe uma instalação, localizada junto ao canal de irradiação número 3 do Reator de Pesquisas IEA-R1 do IPEN, que foi projetada para o desenvolvimento de pesquisas em BNCT. Para uma aplicação adequada da técnica é necessário que o feixe de irradiação na posição de amostra, seja composto predominantemente por nêutrons térmicos com reduzida contaminação dos componentes do feixe, correspondente aos nêutrons epitérmicos e rápidos e à radiação gama. Este trabalho tem como objetivo monitorar e avaliar o feixe de irradiação na posição de irradiação de amostras, através do uso de detectores de ativação (folhas de ativação), e a partir de simulações utilizando o código de transporte de radiação, MCNP, avaliar mudanças na instalação, mais especificamente no conjunto de filtros e moderadores, para que se aprimore as condições de irradiação na instalação. O trabalho propos uma nova metodologia de cálculo para estudos de otimização do feixe a partir do recurso de redução de variância presente no MCNP, o wwg (weight window generation). Com os resultados obtidos através da adoção de um conjunto maior de folhas de ativação, foi possível a discriminação experimental do feixe de nêutrons em 5 faixas de energia e concluir que a instalação para estudos em BNCT do IPEN possui fluxo de nêutrons térmicos de 108 n/cm2.s, intensidade suficiente para que os estudos na área possam ser realizados com grande potencial de alteração de suas componentes conforme demanda experimental.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; neutron capture therapy; boron 10; beam holes; radiation transport; irradiation; sample preparation; activation detectors; m codes

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  • IPEN-DOC 12809

    SILVA NETO, JOAO B. da . Processo alternativo para obtenção de tetrafluoreto de urânio a partir de efluentes fluoretados da etapa de reconversão de urânio / Dry uranium tetrafluoride process preparation using the uranium hexafluoride reconversion process effluents . 2008. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 77 p. Orientador: Humberto Gracher Riella. DOI: 10.11606/D.85.2008.tde-09092009-191529

    Abstract: O processamento químico a partir do hexafluoreto de urânio (UF6), permite uma flexibilidade na produção de combustíveis à base de siliceto de urânio (U3Si2) e octóxido de urânio (U3O8). Atualmente no IPEN-CNEN/SP desenvolvem-se trabalhos visando o processamento de combustíveis com alta concentração de urânio, por meio da substituição do U3O8 por U3Si2. Para a obtenção de U3Si2, duas possibilidades podem ser consideradas na preparação da matéria-prima utilizada, que é o tetrafluoreto de urânio (UF4), são elas: a redução do urânio presente na solução hidrolisada do UF6 utilizando-se cloreto estanhoso (SnCl2) e a hidrofluoretação do dióxido de urânio (UO2) proveniente do tricarbonato de amônio e uranilo (TCAU). Descreve-se neste trabalho um procedimento para obtenção de tetrafluoreto de urânio (UF4), utilizando-se como matéria-prima os filtrados gerados na preparação de determinados compostos nos processos de reconversão do hexafluoreto de urânio (UF6), mais especificamente o amonioperóxidofluoranato (APOFU). Os filtrados consistem principalmente de uma solução contendo altas concentrações dos íons amônio (NH4 +), fluoreto (F-) e baixa concentração de urânio. O processo descrito visa principalmente a recuperação do NH4F e do urânio, como UF4, por meio da cristalização do bifluoreto de amônio (NH4HF2) e em uma etapa posterior, a adição deste ao UO2, ocorrendo a fluoração e decomposição. O UF4 obtido foi caracterizado química e fisicamente e será reciclado para ser usado na unidade de produção de urânio metálico para a obtenção de U3Si2, utilizado como combustível para o reator IEA-R1m.

    Palavras-Chave: aqueous solutions; auc; experimental data; fuel cycle; iear-1 reactor; liquid wastes; uranium dioxide; uranium hexafluoride; uranium oxides u3o8; uranium tetrafluoride; x-ray diffraction

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  • IPEN-DOC 16565

    SOUZA, GREGORIO S. de . Projeto e implantação de melhorias na blindagem biológica da instalação pra estudos em BNCT / Improvement at the biological shielding of BNCT research facility in the IEA-R1 reactor . 2011. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 120 p. Orientador: Paulo Rogério Pinto Coelho. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-16062011-144054

    Abstract: A técnica de captura de nêutrons em Boro é uma técnica promissora de tratamento de câncer, ela usa do alto LET das partículas provenientes da reação 10B(n,α)7Li para destruir as células cancerígenas. O desenvolvimento desta técnica começou em meados da década de 50 e até hoje ela é alvo de estudos e pesquisas em diversos centros espalhados pelo mundo, no Brasil construiu-se uma instalação que tem como objetivo realizar pesquisas em BNCT, esta instalação está localizada junto ao canal de irradiação número três do reator nuclear de pesquisa IEA-R1 e possui uma blindagem biológica projetada para atender as normas de radioproteção. Esta blindagem biológica foi desenvolvida para permitir que se realizem experimentos com o reator ligado a potência máxima, fazendo com que não seja necessário ligar e desligar o reator para se irradiar amostras. Entretanto quando se abre o canal de irradiação o background do salão de experimentos do salão de experimentos aumenta e esta variação de background inviabiliza a realização das medidas do grupo de pesquisa em difração de nêutrons que utiliza o canal de irradiação número seis. Este trabalho tem como objetivo acrescentar melhorias na blindagem a fim de reduzir ao máximo essa variação de background fazendo com que seja possível realizar medidas na instalação de pesquisas em BNCT sem interferir nas medidas do grupo de pesquisa do canal de irradiação seis. Para isto, utilizou o código MCNP5, dosímetros termoluminescentes e detectores de ativação tipo folha para planejar melhorias na blindagem biológica. Calculou-se com o auxílio do código uma melhoria que consegue reduzir em média o fluxo térmico em 71,2 ± 13 % e verificou-se experimentalmente uma redução média de 70 ± 9 % na dose devido aos nêutrons térmicos.

    Palavras-Chave: irradiation plants; neutron capture therapy; boron; iear-1 reactor; shielding; radiation transport; m codes; monte carlo method; thermoluminescent dosemeters

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  • IPEN-DOC 22192

    JOÃO, THIAGO G. . Proposta de novas configurações para o núcleo do reator IEA-R1 do IPEN/CNEN - SP com combustíveis de alta densidade de urânio / Proposal of new core configurations for the IPEN/CNEN-SP IEA-R1 research reactor with high density uranium fuels . 2016. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear ) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 171 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. DOI: 10.11606/T.85.2017.tde-17012017-131601

    Abstract: O presente estudo foi realizado para verificar a possibilidade de redução do núcleo do reator IEA-R1 do IPEN/CNEN-SP. Cálculos neutrônicos foram desenvolvidos para um conjunto de novas configurações para que, a posteriori, a análise termo-hidráulica e de segurança pudessem ser realizadas. As novas configurações analisadas são menores por diversos motivos, como obter uma melhor utilização do combustível, melhor distribuição dos fluxos de nêutrons, dentre outros. Para que se possa atingir tais configurações, a densidade de Urânio no combustível deve ser aumentada. Neste estudo, combustíveis de U3Si2-Al com 4,8gU/cm3 foram testados e novos núcleos para o reator IEA-R1 foram propostos e discutidos. A análise neutrônica não impõe restrições aos núcleos estudados. A análise termohidráulica mostrou que as margens de segurança e os perfis de temperatura ao longo das placas combustíveis não excedem os limites de projeto. Os coeficientes de temperatura obtidos para os novos núcleos, no caso isotérmico, são todos negativos, conforme desejado. A queima mostrou que núcleos supercompactos não apresentam excesso de reatividade suficiente para o funcionamento dos mesmo, ao se utilizar combustíveis com 4,8gU/cm3. Um APR (Acidente de Perda de Refrigerante) foi simulado para os núcleos remanescentes. A ruptura da fronteira do primário se mostrou o acidente mais crítico, devido ao curto tempo para o esvaziamento completo da piscina do reator. As temperaturas atingidas após o descobrimento foram calculadas e não excedem aquelas cujos valores propiciam empolamento nas placas combustíveis (475 °! a 550 °!), uma vez que se obedeça os tempos de esvaziamento seguro da piscina para as novas configurações.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; neutron physics; neutron transport theory; reactor physics; reactor safety; reactor cores; fuel elements; fuel management; uranium alloys; silicon alloys; aluminium; power density; thermalization; hydraulics; monte carlo method; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 12342

    ANDRADE, MARCOS L.G. . Radiografia com elétrons induzida por nêutrons: Neutron induced eletron radiography. 2008. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 79 p. Orientador: Reynaldo Pugliesi. DOI: 10.11606/T.85.2008.tde-11062008-093842

    Abstract: No presente trabalho foi desenvolvida uma nova técnica radiográfica que utiliza feixes de elétrons de baixa energia como radiação penetrante para inspecionar amostras finas com espessuras da ordem de micra. Esta técnica é denominada, radiografia com elétrons induzida por nêutrons e os feixes são obtidos mediante a irradiação de uma tela de gadolínio com nêutrons térmicos. Foram determinadas as condições ótimas para a obtenção de radiografias no filme convencional para raios - X, Kodak Industrex AA, utilizando um sistema digital para análise do grau de enegrecimento dos filmes. Todas as irradiações foram realizadas em um equipamento radiográfico instalado no canal de irradiação 08 do reator nuclear de pesquisas IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. O tempo de irradiação necessário para se obter a radiografia com o melhor contraste foi de 100 segundos e nesta condição foi possível discernir 1 ?m em 24 ?m de alumínio com uma resolução máxima de 32 ?m. As imagens radiográficas obtidas no IPENCNEN/ SP por esta técnica apresentam visualmente uma qualidade superior quando comparadas as obtidas pelas outras técnicas radiográficas usuais que utilizam elétrons como radiação penetrante e filmes para o registro da imagem. Além disto, o sistema digital propiciou uma maior praticidade referente à aquisição e a análise dos dados e uma melhor visualização das imagens radiográficas.

    Palavras-Chave: electron beams; images; neutrons; iear-1 reactor; irradiation procedures; neutron radiography; electrons; gadolinium; spatial resolution; thickness; thin films; x radiation

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  • IPEN-DOC 21978

    MELLO, JOSÉ ROBERTO de . Regulamentação do sistema elétrico do reator IEA-R1 / Eletrical system regulations of the IEA-R1 reactor . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 92 p. Orientador: Tufic Madi Filho. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-24102016-144026

    Abstract: O reator IEA-R1 do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPENCNEN/ SP) é um reator de pesquisa tipo piscina aberta, projetado e construído pela empresa norte-americana \"Babcock & Wilcox\", tendo, como refrigerante e moderador, água leve deionizada e berílio e grafite como refletores. Até cerca de 1988, os sistemas de segurança do reator recebiam alimentação de uma única fonte de energia. Nos anos de 1989 e 1990, uma reforma de modernização do sistema elétrico para aumentar a potência do reator e, também, para atender às normas técnicas da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e da Associação Brasileira de Normas Técnicas (ABNT) foi realizada. Este trabalho tem o objetivo de mostrar a relação entre o sistema de energia elétrica e a segurança do reator IEA-R1. Além disso, ele demonstra que, caso ocorra alguma interrupção de energia elétrica durante a operação do reator, esta ocorrência não irá começar um evento de acidente.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; water cooled reactors; enriched uranium reactors; research reactors; graphite moderated reactors; beryllium moderated reactors; babcock and wilcox-dupont process; films; cooling systems; power systems; security; reactor operation; energy storage; control equipment; reactor monitoring systems; reactor core disruption; reactor accidents; safety standards; radiation protection laws; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 26107

    SCURO, NIKOLAS L. . Simulação numérica de um acidente tipo perda lenta de vazão em um reator nuclear de pesquisa / Numerical simulation of a slow loss of flow accident in a nuclear research reactor . 2019. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 123 p. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-25102019-154117

    Abstract: As simulações numéricas de acidentes em reatores nucleares de pesquisa necessitam de constante aprimoramento, originando metodologias validadas, o que permite aproximar os cálculos numéricos a um comportamento físico. O trabalho proposto consiste em elaborar uma metodologia numérica tridimensional para análise de um acidente tipo perda lenta de vazão, comumente nomeado de SLOFA, do inglês, slow loss of flow accident, para o reator nuclear IEA-R1. Utilizando códigos numéricos para escoamentos tridimensionais (ANSYS CFX®) foi possível observar a dinâmica do escoamento, prever a localização da temperatura máxima do revestimento e o instante da inversão do sentido de escoamento. Sete modelos de turbulência foram analisados individualmente para elaboração da metodologia, porém, inúmeras dificuldades foram observadas no processo de solução para os modelos ZE, EVTE, SSG, k - ε, k - ω, SST e DES. O modelo que atendeu aos requisitos estabelecidos, entre eles, tempo computacional e solução numérica compatível com solução física, foi o modelo de turbulência k - ω. Entre as justificativas para este resultado pode-se citar a ausência da lei logarítmica de parede e simplicidade na solução das equações de transporte para condição analisada. Os resultados apresentaram alinhamento quantitativo e qualitativo com as curvas de temperatura experimentais. Nas condições de regime permanente quanto para o regime transiente, o desvio máximo observado foi de 3,4°C para temperatura. As curvas de temperatura numérica capturam o mesmo comportamento físico observado nos testes experimentais, tanto no instante da inversão do escoamento, quanto no início da perda dos efeitos do empuxo. Portanto, esta metodologia tridimensional representa um avanço frente aos resultados apresentados pelos códigos unidimensionais reportados na literatura (RELAP, MERSAT, CATHARE) para a mesma base de dados experimental, visto que o desvio médio observado nestes códigos é de 7,2°C.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; research reactors; reactor accidents; loss of flow; loss of coolant; slowing-down; fission neutrons; lbloca; reactor cooling systems; natural convection; computer codes; computerized simulation; experiment results

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Buscar os artigos apresentados em um evento internacional de 2015, sobre loss of coolant, do autor Maprelian.

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.