Navegação Teses por assunto "design-basis accidents"

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  • IPEN-DOC 24679

    SILVA, DAYANE F. . Análise do comportamento da contenção do reator Angra 2 durante um acidente de base de projeto / Analysis of the behavior of the Angra 2 reactor containment during a design basis accident . 2017. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 143 p. Orientador: Gaianê Sabundjian. DOI: 10.11606/D.85.2018.tde-08052018-112533

    Abstract: Este trabalho visa verificar a integridade da contenção do reator de Angra 2, com uma abordagem mais realista, da possibilidade de conter todos os radionuclídeos gerados durante Acidentes de Perda de Refrigerante Primário por Grande Ruptura (Large Break Loss of Coolant Accident - LBLOCA). Além disso, essas informações são utilizadas para o cálculo mais realista do Pico de Temperatura do Encamisamento (PTE) da vareta mais realista do núcleo deste reator durante esse acidente. Os resultados desse estudo possibilitarão verificar a integridade da Planta após a ocorrência de acidentes considerados base de projeto. Alguns dos programas utilizados para analisar a contenção de uma usina nuclear são o RELAP5 e o COCOSYS. Esses códigos computacionais são ferramentas de análise que preveem as condições termohidráulicas dentro de um prédio de contenção de um reator refrigerado à água leve. A contenção da planta tipo Pressurized Water Reactor (PWR) é um edifício de concreto revestido internamente por metal e tem limites de pressão que devem ser respeitados durante a ocorrência de um acidente. Os dados de entradas necessários para esta simulação são: adição de massa e energia geradas do estudo de um acidente do tipo LBLOCA com o código RELAP5 da planta em questão. Os resultados da análise do comportamento da contenção da planta nuclear Angra 2 durante os acidentes base de projetos estudados rupturas do tipo guilhotina do circuito primário nas pernas fria e quente foram satisfatórios quando comparados com os apresentados no Relatório de Análise de Segurança (RFAS/A2) da planta e as distribuições de pressão ficaram bem abaixo do valor de pressão de projeto da contenção (6,3bar).

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; pwr type reactors; reactor accidents; loss of core cooling; reactor design; design-basis accidents; computer codes; containment systems; lte; equilibrium; thermodynamics; engineered safety systems; safety analysis; safety reports

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  • IPEN-DOC 26733

    FARIA, DANILO P. . Análise mecânico-estrutural de uma vareta de combustível de aço inoxidável sob condições de ensaio de arrebentamento / Mechanical-structural analysis of a stainless steel fuel rod under burst test conditions . 2020. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 81 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-12032020-083247

    Abstract: Após o acidente nuclear de Fukushima em 2011, a comunidade científica intensificou as pesquisas para desenvolver combustíveis com tecnologia avançada. Nesse contexto, ligas à base de ferro surgiram como uma boa alternativa para ligas à base de zircônio. Para que a substituição do material do revestimento seja possível, são necessários estudos relacionados a suas propriedades mecânicas. Dessa forma, o presente trabalho realizou avaliações mecânico-estruturais a partir das propriedades mecânicas do aço inoxidável AISI 348, especificamente sob condições do ensaio de arrebentamento. Os ensaios de arrebentamento foram projetados para o intervalo de temperatura de 32°C a 450°. Em seguida, um modelo computacional foi criado baseado no corpo de prova do ensaio experimental. A simulação numérica foi realizada considerando as propriedades mecânicas do material específicas para o intervalo de temperatura de interesse. Os resultados numéricos foram comparados aos experimentais e o modelo foi validado. Como os aços inoxidáveis austeníticos possuem estabilidade estrutural para baixas e altas temperaturas, os resultados puderam ser extrapolados para temperaturas além daquelas fixadas no ensaio de arrebentamento. Após a validação do modelo computacional, foram realizadas simulações para temperaturas superiores a 450°C, e então foi obtida uma correlação entre a pressão de arrebentamento e a temperatura para o aço inoxidável AISI 348. A função encontrada pode então ser implementada em códigos de desempenho de combustível, como o FRAPTRAN e o TRANSURANUS, para que seja possível avaliar o comportamento de varetas de combustível com revestimento em aço inoxidável AISI 348 sob condições de acidente.

    Palavras-Chave: stainless steel-348; fuel rods; coatings; fuel elements; fuel cycle; fuel integrity; safety standards; nuclear materials management; failed element detection; design-basis accidents; thermal conductivity; thermal analysis; finite element method; tensile properties; computerized simulation; executive codes

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  • IPEN-DOC 21866

    VAZ, ANTONIO C.A. . Implementação e avaliação do sistema de proteção física do reator IEA-R1 / The implementation and evaluation of physical protection system of the IEA-R1 reactor . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 64 p. Orientador: Thadeu das Neves Conti. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-25072016-092417

    Abstract: Os ataques terroristas ocorridos nos Estados Unidos em setembro de 2001, o acidente ocorrido na central nuclear de Fukushima em março de 2011 e os recentes ataques em Paris em novembro de 2015 são exemplos de eventos que corroboram a necessidade da Agência Internacional de Energia Atômica em melhorar a segurança nas instalações nucleares. O governo brasileiro vem contribuindo com este projeto e investindo recursos para melhoria do Sistema de Proteção Física, do reator nuclear de pesquisas localizado no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares São Paulo, sistema que tecnicamente é colocado em prática pelos subsistemas de detecção, retardo e a resposta. O Sistema de Proteção Física é um conjunto integrado de pessoas, equipamentos e procedimentos usados para proteger instalações e fontes nucleares e/ou radioativas, contra ameaça, roubo, sabotagem ou outras ações dolosas causadas pelo homem; buscando sempre evitar, mitigar ou minimizar as consequências causadas por estas ações. Baseado na metodologia desenvolvida por especialistas em segurança do Sandia National Laboratories, AlbuquerqueEUA, o estudo apresenta a avaliação da eficácia do Sistema de Proteção Física do reator IEAR1. Essa metodologia possibilita a mensuração da eficácia do sistema e a identificação das suas vulnerabilidades por meio de análises hipotéticas, probabilísticas e estimativas de valores. Após a aplicação da metodologia obteve-se o valor aproximado de 40% para o indicador PE, o que demonstra a necessidade de implementar melhorias no sistema para minimizar as vulnerabilidades.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; reactor monitoring systems; reactor accidents; design-basis accidents; reactor protection systems; physical protection; quality assurance; quality control; evaluation; licensing; reliability; safety standards; agreements; iaea safeguards; standardization; validation

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  • IPEN-DOC 21814

    SILVESTRE, LARISSA J.B. . PCRELAP5 - Programa de cálculo para os dados de entrada do código RELAP5 / PCRELAP5 - Data calculation program for RELAP 5 code . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 344 p. Orientador: Gaianê Sabundjian. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-13052016-104652

    Abstract: Após os acidentes nucleares ocorridos no mundo, critérios e requisitos extremamente rígidos para a operação das instalações nucleares foram determinados pelos órgãos internacionais que regulam essas instalações. A partir da ocorrência destes eventos, as operadoras de plantas nucleares necessitam simular alguns acidentes e transientes, por meio de programas computacionais específicos, para obter a licença de operação de uma planta nuclear. Com base neste cenário, algumas ferramentas computacionais sofisticadas têm sido utilizadas como o Reactor Excursion and Leak Analysis Program (RELAP5), que é o código mais utilizado para a análise de acidentes e transientes termo-hidráulicos em reatores nucleares no Brasil e no mundo. Uma das maiores dificuldades na simulação usando o código RELAP5 é a quantidade de informações geométricas da planta necessárias para a análise de acidentes e transientes termo-hidráulicos. Para a preparação de seus dados de entrada é necessário um grande número de operações matemáticas para calcular a geometria dos componentes. Assim, a fim de realizar estes cálculos e preparar dados de entrada para o RELAP5, um pré-processador matemático amigável foi desenvolvido, neste trabalho. O Visual Basic for Applications (VBA), combinado com o Microsoft Excel, foi utilizado e demonstrou ser um instrumento eficiente para executar uma série de tarefas no desenvolvimento desse pré-processador. A fim de atender as necessidades dos usuários do RELAP5, foi desenvolvido o Programa de Cálculo do RELAP5 PCRELAP5 onde foram codificados todos os componentes que constituem o código, neste caso, todos os cartões de entrada inclusive os opcionais de cada um deles foram programados. Adicionalmente, uma versão em inglês foi criada para PCRELAP5. Também um design amigável do PCRELAP5 foi desenvolvido com a finalidade de minimizar o tempo de preparação dos dados de entrada e diminuir os erros cometidos pelos usuários do código RELAP5. Nesse trabalho, a versão final desse pré-processador foi aplicada com sucesso para o Sistema de Injeção de Emergência (SIE) da usina Angra 2.

    Palavras-Chave: accident management; reactor accident simulation; physical protection devices; design-basis accidents; emergency plans; computer codes; programming; reactor safety; nuclear power plants; feasibility studies; safety standards; calculation methods; angra-2 reactor

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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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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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