Navegação Eventos - Artigos por assunto "r codes"

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  • IPEN-DOC 26345

    MADEIRA, ALZIRA A.; PEREIRA, LUIZ C.M.; SABUNDJIAN, GAIANE . An Angra 2 LBLOCA simulation model for RELAP5MOD3.3 code with uncertainty analysis. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4476-4502.

    Abstract: This paper describes the activities related to the work planned within Project BRA3.01/12 between CNEN and the European Community, relatively to its Task 2.1 (independent uncertainty quantification and sensitivity analysis utilizing the computational tool SUSA for the calculus related to LOCA simulation for licensing matter). SUSA software has been applied to the reference case, a double-ended LBLOCA in Angra 2, simulated with a RELAP5 code nodalization developed by the thermal hydraulic technicians of CNEN and its research institutes. This original nodalization has been improved for the development of the main objective of Task 2.1. The recommendations that our European counterparts provided on the last workshop, held at CNEN in Rio de Janeiro from January 28th to February 2nd, 2018, have been implemented as far as feasible.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; boundary conditions; cladding; data covariances; lbloca; pressure vessels; r codes; reactor accident simulation; reactor cores; s codes; steady-state conditions

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  • IPEN-DOC 05128

    FERNANDES FILHO, T.L.. Analise de eventuais acidentes em circuito experimental de agua, utilizando o codigo RELAP4. In: 2o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES, 12-15 de abril, 1981, Itaipava, RJ. 1981.

    Palavras-Chave: water cooled reactors; reactor accidents; computerized simulation; r codes; thermal hydraulics; transients; reactor safety

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  • IPEN-DOC 05008

    SABUNDJIAN, G. ; CONTI, T.N. ; MORANDINI, C.J.. Analise do desempenho do combustivel durante uma APRPGR na usina nuclear de ANGRA-1. In: 11th MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMO-HIDRAULICA, August 18-22, 1997, Pocos de Caldas, MG. 1997. p. 501-506.

    Palavras-Chave: angra-1 reactor; fuel pellets; fuel element failure; reactor accidents; loss of coolant; thermal analysis; r codes; computerized simulation

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  • IPEN-DOC 11567

    SABUNDJIAN, GAIANE ; ANDRADE, DELVONEI A. de ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; TORRES, WALMIR M. ; CASTRO, ALFREDO J.A. de ; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; ROCHA, RICARDO T.V. da; DAMY, OSWALDO L. de A.; TORRES, EDUARDO. Analise experimental do fenomeno de circulacao natural. In: BRAZILIAN CONGRESS OF THERMAL SCIENCES AND ENGINEERING, 11th, 5-8 Dec, 2006, Curitiba, PR. Anais... 2006.

    Palavras-Chave: nuclear facilities; natural convection; r codes; cooling systems; flow rate

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  • IPEN-DOC 13460

    SABUNDJIAN, GAIANE ; ANDRADE, DELVONEI A. de ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; TORRES, WALMIR M. ; CASTRO, ALFREDO J.A. de; CONTI, THADEU das N. ; MASOTTI, PAULO H.F. ; MESQUITA, ROBERTO N. de ; PALADINO, PATRICIA A.; BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; BORGES, EDUARDO M.; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; ROCHA, RICARDO T.V. da; DAMY, OSVALDO L.A.. Analise teorico e experimental do fenomeno de circulacao natural. In: ENCONTRO BRASILEIRO SOBRE EBULICAO, CONDENSACAO E ESCOAMENTO MULTIFASICO LIQUIDO-GAS, 1., 28-29 de abril, 2008, Florianopolis, SC. Anais... 2008.

    Palavras-Chave: nuclear facilities; natural convection; reactor cooling systems; fluid flow; two-phase flow; reactor control systems; r codes

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  • IPEN-DOC 16126

    SABUNDJIAN, GAIANE ; CONTI, THADEU N. ; TORRES, WALMIR M. ; MACEDO, LUIZ A. ; ANDRADE, DELVONEI A. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; MESQUITA, ROBERTO N. ; SILVA FILHO, MAURO F.; BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; BORGES, EDUARDO M.. Analise teorico/experimental do fenomeno de circulacao natural. In: ENCONTRO BRASILEIRO SOBRE EBULICAO, CONDENSACAO E ESCOAMENTOS MULTIFASICOS, 2., 3-4 de maio, 2010, Sao Carlos, SP. Anais... 2010.

    Palavras-Chave: natural convection; nuclear facilities; experimental data; computerized simulation; r codes; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 26326

    FRENZEL, LUCAS S. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Análise teórico/experimental do fenômeno de circulação natural no circuito de circulação natural do IPEN. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 3433-3444.

    Abstract: O objetivo deste trabalho é o estudo do fenômeno de circulação natural em circuitos experimentais para aplicação em instalações nucleares. Trabalhos sobre circuitos de circulação natural ganharam força após o acidente de Three Mile Island. Este acidente mostrou que a segurança deste tipo de reator não era suficientemente confiável. Outro ponto importante é relacionado a necessidade de intervenção humana para a entrada de operação dos sistemas de segurança, evidenciando que erros operacionais foram as maiores causas para o acidente de Three Mile Island. Assim, há um crescente interesse da comunidade científica no estudo da circulação natural devido ao seu uso na nova geração de reatores nucleares compactos. O circuito experimental utilizado neste estudo foi reparado/ modernizado, e se encontra no Centro de Engenharia Nuclear do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (CEN-IPEN). Para a realização deste trabalho, foi simulado alguns experimentos com diferentes: níveis de potência e vazão de água no secundário; originando um banco de dados experimentais que é utilizado para validar alguns programas termohidráulicos. Particularmente para este estudo, os resultados experimetais obtidos são comparados com o modelo teórico criado com o código RELAP/MOD3.3 [1]. Os resultados obtidos com o programa são satisfatórios quando comparados com os experimentais.

    Palavras-Chave: computerized simulation; data base management; experimental data; fluid flow; natural convection; nuclear facilities; r codes; reactors; refrigerants

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  • IPEN-DOC 18514

    ROCHA, MARCELO da S.; SABUNDJIAN, GAIANE ; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; ANDRADE, DELVONEI A. de ; TORRES, WALMIR M. ; CONTI, THADEU das N. ; MACEDO, LUIZ A. ; UMBEHAUN, PEDRO N.; MESQUITA, ROBERTO N. de ; MASOTTI, PAULO H.F. . ANGRA 2 samll break loca flow regime identification through RELAP5 code. In: BRAZILIAN CONGRESS OF THERMAL SCIENCES AND ENGINEERING, 14th, November 18-22, 2012, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... 2012.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; reactor cores; loss of coolant; reactor accidents; computerized simulation; r codes; fluid flow; two-phase flow

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  • IPEN-DOC 15333

    RIDENTI, MARCO A.; PASCHOLATI, PAULO R.; LIMA, IARA B.; VIVALDINI, TULIO C.; BOTELHO, SUZANA; GONCALVES, JOSEMARY A.C. ; BUENO, CARMEN C. . Automation and instrument control applied to an experimental study of electron transport dynamics in an avalanche mode resistive plate chamber. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 9th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 16th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 1st, September 27 - October 2, 2009, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2009, 2009.

    Palavras-Chave: data acquisition systems; data acquisition; electrometers; electrons; experimental data; gases; ionization chambers; plates; programming languages; r codes

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  • IPEN-DOC 04159

    MAPRELIAN, E. ; SABUNDJIAN, G. ; CONTI, T.N. ; MOREIRA, J.M.L. . Avaliacao dos codigos da linha RELAP para estimativa de fluxo de calor critico. In: 8o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, 17-20 de setembro, 1991, Atibaia, SP. 1991. p. 311-314.

    Palavras-Chave: r codes; critical heat flux

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  • IPEN-DOC 15275

    ROCHA, MARCELO S.; CABRAL, EDUARDO L.L. ; SIMOES-MOREIRA, JOSE R.. Capacitance sensor for void fraction measurement in a natural circulation refrigeration circuit. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 9th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 16th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 1st, September 27 - October 2, 2009, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2009, 2009.

    Palavras-Chave: bwr type reactors; capacitance; experimental data; gas flow; liquid flow; natural convection; r codes; reactor cooling systems; temperature dependence; two-phase flow; void fraction

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  • IPEN-DOC 09275

    BARROSO, A.C.O. ; BAPTISTA FILHO, B.D. ; PALMIERI, E.T.; SABUNDJIAN, G. ; ANDRADE, D.A. ; MACEDO, L.A. . CNEN in the IRIS Project. In: LAS-ANS SYMPOSIUM 2002 - POWER SUPPLY AND ITS PROBLEMS: THE NUCLEAR PROPOSAL, June 17-20, 2002, Rio de Janeiro, RJ. 2002.

    Palavras-Chave: reactors; pwr type reactors; cooperation; brazilian cnen; pressurizers; design; r codes; reactor safety

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  • IPEN-DOC 02409

    SABUNDJIAN, G. ; FREITAS, R.L. ; CONTI, T.N. . Comparacao entre os codigos RELAP5/MOD1 e TRAC-PD2 na simulacao da experiencia CANON. In: 6th ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, Dec. 3-5, 1986, Sao Jose dos Campos, SP, Brazil. 1986.

    Palavras-Chave: comparative evaluations; computer codes; loss of coolant; r codes; t codes

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  • IPEN-DOC 15276

    SABUNDJIAN, GAIANE ; ANDRADE, DELVONEI A. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; TORRES, WALMIR M. ; MACEDO, LUIZ A. ; CONTI, THADEU N. ; MESQUITA, ROBERTO N. ; MASOTTI, PAULO H.F. ; PENHA, ROSANI M.L.; SILVA FILHO, MAURO F.; MELO, GABRIEL R.; BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; BORGES, EDUARDO M.. Comparison between experimental data and numerical modeling for the natural circulation phenomenon. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 9th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 16th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 1st, September 27 - October 2, 2009, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2009, 2009.

    Palavras-Chave: computerized simulation; experimental data; natural convection; pressure measurement; r codes; temperature dependence; thermal hydraulics; two-phase flow

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  • IPEN-DOC 24003

    BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; RIBEIRO, GUILHERME B.; SABUNDJIAN, GAIANE ; CALDEIRA, ALEXANDRE D.. Comparison between RELAP5 versions for a two-phase natural circulation analysis. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Abstract: RELAP5 is one of the most used numerical tools to predict thermal-hydraulic and neutronic phenomena in nuclear reactors. RELAP5-3D is the latest version of this software family, but RELAP5-mod3 is still widely used in Brazilian research institutes and it is also used as benchmark for several nuclear applications. Among these applications, the use of passive heat transfer mechanisms, such as natural circulation, has drawn attention of several studies, especially after the Fukushima-Daiichi accident. Considering this aforementioned aspect, this study proposes a comparison of RELAP5-3D and RELAP5-mod3 versions, focusing on a two-phase natural circulation loop. For comparison purposes, an experimental data set is part of the analysis. Results showed that during the single-phase regime, the temperature difference between versions is negligible. However, when the two-phase flow regime takes place, different wavelengths and amplitudes of flow instabilities were obtained for each version. When compared to the experimental data set, the RELAP5-3D version provided the best prediction results.

    Palavras-Chave: comparative evaluations; computerized simulation; differential equations; natural convection; r codes; thermal hydraulics; two-phase flow

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  • IPEN-DOC 24025

    SILVA, DAYANE F. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; LIMA, ANA CECILIA S. . Containment pressure analysis methodology during a LBLOCA with iteration between RELAP5 and COCOSYS. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Palavras-Chave: c codes; computerized simulation; containment; lbloca; pressure dependence; pressure vessels; r codes; reactor accident simulation; steam generators; angra-2 reactor

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  • IPEN-DOC 21087

    SILVESTRE, LARISSA J.B. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Data calculation program for RELAP 5 code. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 12th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 19th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 4th, October 4-9, 2015, São Paulo, SP. Proceedings... 2015.

    Palavras-Chave: calculation methods; computerized simulation; p codes; r codes; angra-2 reactor; hydrodynamics; thermal gravimetric analysis; transients

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  • IPEN-DOC 24004

    SILVESTRE, LARISSA J.B. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Development and application of the PCRELAP5 – Data Calculation Program for RELAP 5 Code. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Abstract: Nuclear accidents in the world led to the establishment of rigorous criteria and requirements for nuclear power plant operations by the international regulatory bodies. By using specific computer programs, simulations of various accidents and transients likely to occur at any nuclear power plant are required for certifying and licensing a nuclear power plant. Some sophisticated computational tools have been used such as the Reactor Excursion and Leak Analysis Program (RELAP5), which is the most widely used code for the thermo-hydraulic analysis of accidents and transients in nuclear reactors in Brazil and worldwide. A major difficulty in the simulation by using RELAP5 code is the amount of information required for the simulation of thermal-hydraulic accidents or transients. Thus, for those calculations performance and preparation of RELAP5 input data, a friendly mathematical preprocessor was designed. The Visual Basic for Application (VBA) for Microsoft Excel demonstrated to be an effective tool to perform a number of tasks in the development of the program. In order to meet the needs of RELAP5 users, the RELAP5 Calculation Program (Programa de Cálculo do RELAP5 – PCRELAP5) was designed. The components of the code were codified; all entry cards including the optional cards of each one have been programmed. An English version for PCRELAP5 was provided. Furthermore, a friendly design was developed in order to minimize the time of preparation of input data and errors committed by users. The final version of this preprocessor was successfully applied for Safety Injection System (SIS) of Angra 2.

    Palavras-Chave: computer calculations; p codes; r codes; reactor accident simulation; thermal hydraulics; transients; angra-2 reactor

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  • IPEN-DOC 16868

    MACEDO, LUIZ A. ; TORRES, WALMIR M. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; ANDRADE, DELVONEI A. ; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; CONTI, THADEU N. ; MESQUITA, ROBERTO N. de ; MASOTTI, PAULO H.F. ; ANGELO, GABRIEL. Development of a labview web-based simulator for RELAP5. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd, October 24-28, 2011, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2011, 2011.

    Palavras-Chave: natural convection; thermal hydraulics; temperature dependence; computerized simulation; r codes; reactors; loss of coolant; reactor accidents

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  • IPEN-DOC 17206

    BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; BRUEL, RENATA N.; ANDRADE, DELVONEI A. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; MACEDO, LUIZ A. ; ANGELO, GABRIEL; TORRES, WALMIR M. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; CONTI, THADEU N. . Development of a VBA macro-based spreadsheet application for RELAP5 data post-processing. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd, October 24-28, 2011, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2011, 2011.

    Palavras-Chave: r codes; thermal hydraulics; data processing

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

Autor: Maprelian

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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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