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  • IPEN-DOC 07971

    SILVEIRA, HELVECIO C.K. da . Analise de integridade estrutural de tubos de geradores de vapor deteriorados por corrosao sob tensao pelo primario na regiao de transicao de expansao junto ao espelho. 2002. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 134 p. Orientador: Miguel Mattar Neto.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; steam generators; tubes; defects; deformation; corrosion; failures; fatigue; in-service inspection; materials testing; probabilistic estimation

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  • IPEN-DOC 09634

    CASTANHEIRA, MYRTHES . Analise dos mecanismos de degradacao de varetas combustiveis falhadas em reatores PWR. 2004. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 173 p. Orientador: Luis Antonio Albiac Terremoto.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; angra-1 reactor; fuel rods; failures; fuel element failure; nondestructive testing; chemical reactions; chemical physics; mathematical models; d codes; defects; cladding; hydridation; corrosion; thermodynamic properties

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  • IPEN-DOC 17211

    COSTA, VALTER M. . Análise das variáveis de entrada de uma rede neural usando teste de correlação e análise de correlaçao canônica / Analysis of input variables of an artificial neural network using bivariate correlation and canonical correlation . 2011. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 102 p. Orientador: Iraci Martinez Pereira. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-21112011-093042

    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

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  • IPEN-DOC 27484

    OLIVEIRA, ALEXANDRE R. de . Análise dos dados de manutenção corretiva e preditiva do conjunto motobomba no circuito primário de refrigeração do Reator IEA-R1 / Analysis of corrective and predictive maintenance data for the pump set in the primary refrigeration circuit of the IEA-R1 Reactor . 2020. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 110 p. Orientador: Thadeu das Neves Conti. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-06112020-123449

    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

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  • IPEN-DOC 23087

    CUNTO, GABRIEL G. de . Aplicação do conceito "vazamento antes da falha" (LEAK BEFORE BREAK) em tubulações de aço 316LN soldado com metal de adição 316L / Application of Leak Before Break concept in 316LN austenitic steel pipes welded using 316L . 2017. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 102 p. Orientador: Waldemar Alfredo Monteiro. DOI: 10.11606/D.85.2017.tde-10042017-151324

    Abstract: Este trabalho apresenta um estudo prático da aplicação do conceito Leak Before Break (LBB), usualmente aplicado em usinas nucleares, em uma tubulação fabricada a partir de aço AISI 316LN soldada com a utilização de eletrodo revestido AISI 316L. O LBB é um critério fundamentado em análises de mecânica da fratura, que considera que um vazamento proveniente de uma trinca, presente em uma tubulação, possa ser detectado por sistemas de detecção de vazamento, antes que esta trinca alcance um tamanho crítico que implique na falha da tubulação. Na tubulação estudada, foram realizados ensaios mecânicos de tração e análises de Ramberg-Osgood, bem como ensaios de tenacidade à fratura para a obtenção da curva de resistência J-R do material. Os ensaios foram realizados considerando o metal base, a solda e a zona termicamente afetada (ZTA), nas temperaturas de operação de uma planta nuclear. Para as propriedades mecânicas encontradas nos ensaios foram realizadas análises de carga limite para se determinar o tamanho da trinca que cause um vazamento detectável e, também, o seu tamanho crítico que cause a falha por colapso plástico. Para o tamanho crítico de trinca encontrado na solda, região que apresentou a menor tenacidade, foram realizadas análises de Integral J e de módulo de rasgamento T, considerando falha por rasgamento dúctil. Os resultados demonstram um comportamento bem definido entre o metal base, a ZTA e a solda, onde o metal base apresenta um comportamento altamente tenaz, a solda um comportamento pouco tenaz e a ZTA apresentou propriedades mecânicas intermediárias entre o metal base e a solda. Utilizando o software PICEP, foram determinadas as curvas de taxa de vazamento versus tamanho de trinca e também o tamanho crítico da trinca, considerando análise por carga limite. Observou-se que, após certo tamanho de trinca, a taxa de vazamento do metal base é muito maior do que para a ZTA e solda, para um mesmo comprimento de trinca. Isso ocorre porque é esperado que a trinca cresça de forma mais arredondada no metal base, devido à sua maior tenacidade. O menor tamanho crítico de trinca foi encontrado para o metal base para trincas circunferenciais. Para as análises de Integral J realizadas na solda, foi demonstrado que a falha por rasgamento dúctil não ocorrerá nas condições consideradas e essa hipótese foi sedimentada pela análise de mecânica da fratura elasto-plástica (MFEL) com o uso do diagrama J/T. Dessa forma, pode-se concluir que a tubulação estudada estaria apta a ser empregada em um circuito primário de um reator que utilizasse o critério de LBB, nas condições de carregamento e geometria consideradas. Adicionalmente, concluiu-se que nessas condições apenas o modo de falha por colapso plástico é esperado.

    Palavras-Chave: mechanical properties; cracks; failures; fracture mechanics; fractures; leaks; pipes; stainless steel-316l; welding; tensile properties; elasticity; mechanical tests; materials testing; nuclear power plants

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  • IPEN-DOC 21695

    MAGALHAES FILHO, ASTERIO S.. Avaliação da função renal pelo Clearance de Creatinina, dos pacientes vítimas de acidente ofídico no Hospital de Referência de Porto Nacional Tocantins (2013-2014) / Renal function assessment by Creatinine Clearance on patients victims of ophidic accident at Referral Hospital in Porto Nacional, Tocantins State (2013-2014) . 2015. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 86 p. Orientador: Nanci do Nascimento. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-18022016-085103

    Abstract: O Hospital de Referência de Porto Nacional no estado do Tocantins é responsável pelo atendimento da população desta cidade e de mais treze municípios circunvizinhos que compreendem a Regional de Saúde Amor Perfeito pela SESAU TO. Totalizando aproximadamente 180.000 habitantes, grande parte dessa população reside na zonal rural e mesmo os habitantes das zonas urbanas frequentam ambientes selvagens como beira de rios e matas, o que os expõe ao contato com animais peçonhentos. Os acidentes ofídicos ocorridos nesta região são atendidos, quase que exclusivamente, nesta unidade hospitalar e a disfunção renal é uma das mais temíveis complicações nesses casos. Esse estudo epidemiológico visa realizar diagnóstico de disfunção renal em pacientes vítimas de acidente ofídico, e acompanhamento evolutivo do quadro clínico pela mensuração do clearance de creatinina com o método indireto utilizando a Fórmula de Cockroft e Gault. Foi realizado o acompanhamento clínico de todos os pacientes atendidos no Hospital de Referência de Porto Nacional vítimas de acidente ofídico de qualquer gênero no período de janeiro de 2013 a dezembro de 2014. A mensuração do clearance de creatinina foi realizada no momento do primeiro atendimento e posteriormente em acompanhamento diário da Taxa de Filtração Glomerular usando a Fórmula de Cockroft e Gault (140-Peso-kg) x Idade em anos / 72 x creatinina plasmática. Durante o período estudado foram atendidos neste hospital 78 casos de acidente ofídico, dos quais 88,4% classificados como acidente Botrópico e 6,4% como Crotálico. O clearance de creatinina ficou abaixo de 60 ml/min/m², o que comprova disfunção renal, em 12 pacientes, demonstrando uma incidência geral de 15,4%. A incidência de acidente Botrópico foi de 15,9 % enquanto que a do tipo Crotálico foi de 20%. Todos os pacientes restabeleceram a função renal normal após término do tratamento. A maioria dos casos ocorreu nos meses de janeiro, fevereiro, novembro e dezembro, onde ocorrem as maiores incidências de chuvas. Fatores como idade do paciente e o tempo entre o acidente e o início da terapia específica, com soro adequado, contribuíram para o surgimento da Insuficiência Renal Aguda pós-acidente ofídico. O conhecimento do perfil epidemiológico de cada região aliado ao estudo das taxas de incidência, prevalência e complicações desta entidade clínica, bem como o início precoce da terapêutica adequada interferem no surgimento de lesões renais com pior prognóstico.

    Palavras-Chave: snakes; venoms; toxins; kidneys; failures; immune serums; epidemiology; equations; comparative evaluations; brazil

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  • IPEN-DOC 00048

    BORBA, P.R. . Calculo das probabilidades de falha de suprimento de energia eletrica dos barramentos de classe IE da usina de Angra 1. 1978. Dissertacao (Mestrado) - Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP, Sao Paulo. p. Orientador: Roberto Yoshiyuti Hukai.

    Palavras-Chave: angra-1 reactor; failures; fault tree analysis; power supplies; reactor safety

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  • IPEN-DOC 21694

    ROCHA, ANDRE M. . Comparação entre a nefrotoxicidade da crotoxina nativa e a irradiada com raios gama de Co-60 em camundongos / Comparative nephrotoxicity of native or Co-60gamma rays irradiated crotoxin in mice . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 68 p. Orientador: Nanci do Nascimento. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-03032016-091711

    Abstract: Os venenos das serpentes são compostos protéicos complexos com extensas atividades biológicas. Estas moléculas abrangem até 95% do peso seco do veneno, e compreendem enzimas, toxinas não enzimáticas e proteínas atóxicas. Dentre as complicações fisiológicas, a Insuficiência Renal Aguda - IRA é bem comum nos acidentes crotálicos, onde as concentrações renais do veneno se apresentam até 50% maiores do que na concentração plasmática. A fração tóxica responsável por essa complicação é a crotoxina. O veneno das serpentes, quando irradiado com raios gama de 60Co, tem a sua toxicidade diminuída, entretanto, são mantidas as suas propriedades imunológicas. Nossa hipótese é que a utilização de veneno irradiado em substituição ao nativo pode reduzir a taxa de lesões renais em animais de grande porte durante a produção de soros antiofídicos, propiciando melhor qualidade de vida e bem estar desses animais. No presente estudo realizou-se o isolamento da crotoxina por técnicas cromatográficas, a partir do veneno da serpente Crotalus durissus terrificus. Parte da toxina isolada foi reservada e denominada crotoxina nativa (CTXN) enquanto que outra parte foi irradiada com 2 kGy de raios gama oriundos de uma fonte de 60Co e denominada crotoxina irradiada (CTXI). Diferentes grupos de camundongos Balb/c receberam a toxina nativa ou irradiada e tiveram seus rins removidos em diferentes tempos pós-injeção da crotoxina. Realizou-se a nefrectomia dos animais e foi feito o preparo dos cortes histológicos em Hematoxilina-Eosina (HE) e cortes de imunohistoquímica com anticorpo policlonal de coelho anticrotoxina. As alterações histopatológicas encontradas nas amostras foram glomerulonefrite (GN), congestão capilar (CC) e necrose tubular aguda (NTA). Verificou-se que a GN teve maior ocorrência no grupo CTXN que no grupo CTXI. A NTA foi dominante no grupo CTXN em relação ao grupo CTXI. A CC foi predominante no grupo CTXI que no grupo CTXN. Entretanto esta diferença não é estatisticamente significante segundo o teste t Student de amostras independentes. O tratamento imunohistoquímico revelou que a concentração de antígeno marcado com o anticorpo é decrescente segundo os intervalos de tempo de eutanásia dos animais do grupo inoculado com CTXI, pois a crotoxina quando irradiada tem a sua excreção renal facilitada. Conclui-se que as alterações histopatológicas GN e a NTA foram significativamente menos frequentes em rins de animais inoculados com CTXI. Diferentemente da crotoxina nativa, a crotoxina irradiada é detectada pelo anticorpo anticrotoxina apenas nos tempos intermediários pós-inoculação e em baixa concentração, indicando que a radiação gama promoveu mudanças na forma de ligação da toxina ao tecido renal, facilitando sua eliminação e diminuindo, portanto, as chances de lesão. Esses resultados reforçam as evidências de que o uso de veneno irradiado no processo de imunização garante uma melhor qualidade de vida e bem estar aos animais soroprodutores.

    Palavras-Chave: snakes; venoms; toxins; kidneys; failures; biological effects; mice; gamma radiation; cobalt 60; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 09059

    CARNEIRO, ALVARO L.G. . Desenvolvimento de sistema de monitoracao e diagnostico aplicado a valvulas moto-operadas utilizadas em centrais nucleares. 2003. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 115 p. Orientador: Aucyone Augusto da Silva.

    Palavras-Chave: reactor components; valves; monitoring; maintenance; failures; expert systems; fuzzy logic; transients; signals; nuclear power plants; computer codes

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  • IPEN-DOC 20637

    PORTO JUNIOR, ALMIR C.S. . Desenvolvimento de um sistema de monitoração e diagnóstico utilizando lógica fuzzy aplicado às válvulas de controle de processo do CEA - Centro Experimental de ARAMAR / Development of a system for monitoring and diagnosis using fuzzy logic in control valves of Laboratory Test Equipment of Experimental Center ARAMAR . 2014. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 93 p. Orientador: Alvaro Luiz Guimarães Carneiro. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-10022015-105154

    Abstract: Considerando a segurança e extensão da vida de uma planta industrial, especificamente das válvulas de controle de processo, o estudo de confiabilidade de componentes é um ponto importante a ser investigado em usinas nucleares e em outras áreas, tais como refinaria ou plataforma de petróleo offshore. O desenvolvimento de monitorização não intrusiva e método de diagnóstico possibilita a identificação de defeitos em componentes da planta durante sua operação normal. O objetivo deste trabalho é apresentar uma análise e diagnóstico de válvulas de controle de uma planta de vapor que simula parte do circuito secundário de um reator de água pressurizada. Esta instalação faz parte do laboratório de testes de equipamentos de propulsão da Marinha do Brasil, em Iperó-SP. A metodologia utilizada no projeto é baseada na análise gráfica de dois parâmetros: a pressão de ar do atuador da válvula e o deslocamento de seu obturador. Estes dados são extraídos por um posicionador inteligente do Sistema de Automação Delta VTM. É implementada uma análise para detecção de anomalias por meio de uma abordagem que utiliza Sistemas Especialistas baseados na Lógica Fuzzy, considerando regras e conhecimento de inteligência artificial (IA). Uma vez que as medidas de base de válvulas de controle são tomadas, é possível detectar sintomas de falha, vazamento, atrito, fricção, danos, etc. O monitoramento e o sistema de diagnóstico foram projetados utilizando o programa MATLAB® versão 2009a com o FUZZY LOGIC TOOLBOX, que é um pacote integrante de subrotinas dedicado à lógica nebulosa. A monitoração e o diagnóstico das válvulas de controle são realizados por meio de uma técnica não-invasiva. Desta maneira, é possível conhecer o real status da válvula. O software ValveLink® (desenvolvido pela empresa EMERSON) recebe sinais do componente de hardware, posicionador inteligente, o qual é instalado ao lado da válvula de controle de processos. Estes sinais (corrente eléctrica) transformados em informação são utilizados como parâmetros de entrada: Pressão de ar do atuador e deslocamento do obturador da válvula. Com o uso da lógica fuzzy, esses parâmetros são interpretados. Eles sofrem inferências por regras escritas por especialistas em válvulas. Após essas inferências, as informações são tratadas e enviadas como sinais de saída. Esses sinais contém a informação de diagnóstico do estado da válvula.

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

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  • IPEN-DOC 23012

    MACEDO, VAGNER dos S. . Desenvolvimento de uma base de dados computacional para aplicação em Análise Probabilística de Segurança de reatores nucleares de pesquisa / Development of a computational database for application in Probabilistic Safety Analysis of nuclear research reactors . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 104 p. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. DOI: 10.11606/D.85.2017.tde-23032017-151449

    Abstract: O objetivo deste trabalho é apresentar a base de dados que foi desenvolvida para armazenar dados técnicos e processar dados sobre operação, falha e manutenção de equipamentos dos reatores nucleares de pesquisa localizados no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), em São Paulo - SP. Os dados extraídos desta base poderão ser aplicados na Análise Probabilística de Segurança dos reatores de pesquisa ou em avaliações quantitativas menos complexas relacionadas à segurança, confiabilidade, disponibilidade e manutenibilidade destas instalações. Esta base de dados foi desenvolvida de modo a permitir que as informações nela contidas estejam disponíveis aos usuários da rede corporativa, que é a intranet do IPEN. Os profissionais interessados deverão ser devidamente cadastrados pelo administrador do sistema, para que possam efetuar a consulta e/ou o manuseio dos dados. O modelo lógico e físico da base de dados foi representado por um diagrama de entidades e relacionamento e está de acordo com os módulos de segurança instalados na intranet do IPEN. O sistema de gerenciamento da base de dados foi desenvolvido com o MySQL, o qual utiliza a linguagem SQL como interface. A linguagem de programação PHP foi usada para permitir o manuseio da base de dados pelo usuário. Ao final deste trabalho, foi gerado um sistema de gerenciamento de base de dados capaz de fornecer as informações de modo otimizado e com bom desempenho.

    Palavras-Chave: probabilistic estimation; systems analysis; reliability; computer calculations; data base management; data processing; compiled data; failures; reactor components; reactor operation; reactor safety; reactor instrumentation; research reactors; iear-1 reactor

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  • IPEN-DOC 07617

    MARINUCCI, GERSON . Desenvolvimento, fabricacao e analise de falha e fratura de cilindros de fibra de carbono colapsados por pressao interna. 2001. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 186 p. Orientador: Arnaldo Homobono Paes de Andrade.

    Palavras-Chave: crack propagation; composite materials; fabrication; carbon fibers; polymers; epoxides; compression strength; defects; fractures; mechanical properties; thermal analysis; microstructure; experimental data; failures; optical microscopy; resins; scanning electron microscopy; tensile properties; transition temperature

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  • IPEN-DOC 11101

    ABREU, ALUISIO P. . Efeito de aditivos na resistência ao ataque em concreto refratário a base de sílica pela liga Al-5 (porcento)Mg. 2005. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 101 p. Orientador: Jose Carlos Bressiani.

    Palavras-Chave: refractories; concretes; silica; aluminium; melting; furnaces; failures; additives; aluminium alloys; magnesium alloys

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  • IPEN-DOC 26726

    MESQUITA, ANDERSON dos S. . Efeitos da radiação ionizante nas propriedades mecânicas, térmicas e de mobilidade da blenda de DGEBA/EPDM / Electron beam effect on the mechanical, thermal and mobility properties of the DGEBA/EPDM blend . 2019. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 102 p. Orientador: Leonardo Gondim de Andrade e Silva. DOI: 10.11606/T.85.2020.tde-12032020-082221

    Abstract: A busca pelo desenvolvimento de novos materiais é um assunto que atrai pesquisadores de diversas áreas do conhecimento. A possibilidade de criar ou descobrir uma nova blenda polimérica capaz de ser aplicada em determinadas situações específicas, é de grande importância para a sociedade moderna. A blenda de DGEBA/EPDM pode ser usada para revestir a superfície de outros materiais e protegê-los contra condições térmicas e mecânicas elevadas. O objetivo deste trabalho foi obter, caracterizar e irradiar as blendas de DGEBA/EPDM e comparar suas propriedades mecânicas, térmicas, morfológicas e de quimiluminescência com as blendas não-irradiadas. Foram obtidas blendas com 25 e 50% em massa da resina epóxi DGEBA. O processo de irradiação das blendas foi feito a uma taxa de dose de 22,41 kGy/s com doses de 30 e 60 kGy. Foram realizados ensaios mecânicos de tração e alongamento na ruptura, ensaios térmicos (DMA e TGA), quimiluminescência, análises de microscopia eletrônica de varredura (MEV), intumescimento e espectroscopia vibracional de absorção no infravermelho por transformada de Fourier (FTIR). Concluiu-se que as blendas irradiadas de DGEBA/EPDM podem ser usadas para muitas aplicações devido à melhoria de suas propriedades mecânicas, térmicas e estruturais. Suas propriedades, após o processo de irradiação, foram satisfatórias para aplicações que necessitem de materiais de resistência elevada.

    Palavras-Chave: surface coating; surface hardening; ethers; ethylene propylene diene polymers; rubbers; surface properties; thermodynamic properties; mechanical properties; tensile properties; fracture properties; failures; ruptures; chemical radiation effects; fourier transform spectrometers; chemiluminescence; scanning electron microscopy; scanning electron microscopy

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  • IPEN-DOC 12932

    MARTINS, MARIA da P.S. . Estudo de fatores humanos, e observacao dos seus aspectos basicos, focados em operadores do reator de pesquisa IEA-R1, objetivando a prevencao de acidentes ocasionados por falhas humanas / Study of human factors, and its basic aspects, focusing the IEA-R1 research reactor operators, aiming at the prevention of accidents caused by human failures . 2008. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 121 p. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. DOI: 10.11606/D.85.2008.tde-17092009-142521

    Abstract: Este trabalho tem como objetivo contribuir com o grupo de operadores do reator de pesquisa IEA-R1, localizado no IPEN CNEN/SP, com um estudo de fatores humanos, e possíveis causas que podem ocasionar falha humana propiciando a ocorrência de incidentes, acidentes e exposições de trabalhadores, aliado aos riscos inerentes à profissão. Acidentes no campo tecnológico, incluindo o setor nuclear, têm mostrado que a causa raiz está muito mais voltada à falha humana do que às falhas de sistemas e equipamentos, o que tem chamado a atenção de órgãos reguladores. A pesquisa proposta é quantitativa/qualitativa, e também, descritiva. Os dados foram coletados através da aplicação de dois questionários. O primeiro deles elaborado a partir dos atributos de cultura de segurança, descritos pela International Atomic Energy Agency IAEA. O segundo considerou fatores individuais e situacionais que compõem categorias classificadas como podendo afetar as pessoas no ambiente de trabalho. Utilizou-se também a transcrição, cuidadosamente selecionada, da fundamentação teórica, atendendo aos estudos de fatores humanos que podem desencadear acidentes. A metodologia demonstrou um bom grau de confiabilidade. O resultado deste trabalho indicou que fatores mediatos necessitam de atuação direta nas necessidades do grupo e do indivíduo. Esta pesquisa mostra que é necessário ter uma unidade de planejamento e organização, que seja realmente efetiva, tanto para questões da saúde, física e psicológica, como também, para a segurança no trabalho.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; research reactors; reactor operation; reactor accidents; human factors; failures; safety culture

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  • IPEN-DOC 19875

    MATTOS, LUIS A.T. de . Proposta metodológica para a identificação e avaliação de aspectos e impactos ambientais em instalações nucleares do IPEN: estudo de caso aplicado ao Centro do Combustível Nuclear / Methodological proposal for identification and evaluation of environmental aspects and impacts of nuclear facilities of IPEN: a case study applied tothe nuclear fuel center . 2013. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 105 p. Orientador: Tufic Madi Filho. DOI: 10.11606/T.85.2013.tde-14012014-143650

    Abstract: O trabalho apresenta uma aplicação da ferramenta metodológica conhecida como FMEA (Failure Mode Effect Analysis) ao processo de identificação de aspectos e impactos ambientais. Tal processo é parte importante na implantação e na manutenção de Sistemas de Gestão Ambiental (SGA), baseados na norma NBR ISO 14001. Além disso, pode contribuir, de forma complementar, para a avaliação e aperfeiçoamento da segurança nuclear da instalação analisada. Como objeto de estudo elegeu-se o Centro de Combustíveis Nucleares (CCN) do IPEN/CNEN-SP, localizado junto ao Campus da Universidade de São Paulo-Brasil, destinado à realização de pesquisas científicas e à produção de elementos combustíveis para o Reator IEA-R1. A partir de um levantamento sistemático de dados, obtidos por meio de entrevistas, documentos e registros operacionais foi possível identificar os processos, suas interações e atividades, cuja análise permitiu definir os diversos modos de falhas potenciais, as respectivas causas e conseqüências para o meio ambiente. Como resultado da avaliação criteriosa dos modos causas foi possível identificar e classificar os principais impactos ambientais potenciais, que constitui uma etapa essencial para a implantação e manutenção de um Sistema de Gestão Ambiental para a instalação em estudo. Os resultados obtidos permitiram demonstrar a validade da aplicação da técnica FMEA aos processos de instalações nucleares, identificando aspectos e impactos ambientais, cujos controles são essenciais para a obtenção da conformidade com os requisitos ambientais do Sistema de Gestão Integrada do IPEN (SGI). Contribuíram também para fornecer uma ferramenta gerencial poderosa para a solução de questões relacionadas ao processo de atendimento de exigências legais aplicáveis no âmbito da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e do Instituto Brasileiro do Meio Ambiente (IBAMA).

    Palavras-Chave: environmental impacts; environmental effects; environmental policy; environmental protection; nuclear facilities; fuel cycle centers; nuclear fuels; fuel element failure; failures; failure mode analysis; risk assessment; brazilian cnen; regulatory guides; licensing regulations; standardization; brazil

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  • IPEN-DOC 11340

    BUENO, ELAINE I. . Utilização de redes neurais artificiais na monitoração e detecção de falhas em sensores do reator IEA-R1. 2006. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. p. Orientador: Daniel Kao Sun Ting. DOI: 10.11606/D.85.2006.tde-22052007-153127

    Abstract: Os estudos na área de Monitoração e Diagnóstico de Falhas têm sido estimulados devido ao aumento crescente em qualidade, confiabilidade e segurança nos processos de produção, onde a interrupção da produção por alguma anomalia imprevista pode colocar em risco a segurança do operador, além de provocar perdas econômicas, aumentando os custos com a reparação de algum equipamento danificado. Tendo em vista estes dois fatores, o fator econômico e a própria questão de segurança do operador, torna-se necessário a implementação de Sistemas de Monitoração e Detecção de Falhas. Neste trabalho foi desenvolvido um Sistema de Monitoração e Detecção de Falhas usando a metodologia de Redes Neurais Artificiais que foi aplicado ao reator de pesquisas IEA-R1. O desenvolvimento deste sistema foi dividido em três etapas: sendo a primeira etapa dedicada à monitoração, a segunda a detecção, e a terceira ao diagnóstico de falhas. Na primeira etapa, foram treinadas diversas Redes Neurais Artificiais para a monitoração das variáveis de temperatura, potência e taxa de dose. Para tanto foram utilizadas duas bases dados: uma contendo dados gerados por um modelo teórico do reator, e outra contendo dados referentes a uma semana típica de operação. Na segunda etapa, as redes treinadas para realizar a monitoração das variáveis, foram testadas com uma base de dados contendo falhas inseridas artificialmente nos sensores de temperatura. Como o limite máximo de erro de calibração para termopares especiais é de , foram inseridas falhas de ± nos sensores responsáveis pela leitura das variáveis T3 e T4. Na terceira etapa foi desenvolvido um Sistema Fuzzy para realizar o diagnóstico de falhas, onde foram consideradas 3 condições possíveis de falhas: condição normal, falha de −, e falha de , sendo que o sistema desenvolvido indicará qual o sensor de temperatura está com falha. Cº5,0±Cº1Cº1Cº1+

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; artificial intelligence; neural networks; failures; temperature monitoring; monitoring; reactor control systems

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Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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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.