Navegação Eventos - Artigos por assunto "safety analysis"

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  • IPEN-DOC 05003

    RODRIGUES, A.C.I. ; TEIXEIRA e SILVA, A. ; CABRAL, E.L.L. ; MESQUITA, R.N. . Analise de acidentes de insercao de reatividade postulados para o reator IEA-R1m. 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. 556-561.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; reactivity insertions; reactor accidents; safety analysis; p codes; computerized simulation; neutron transport; neutron transport theory; neutrons; nuclear engineering; reactivity; reactor kinetics; reactor physics; reactor safety; reactor technology; reactors

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  • IPEN-DOC 05002

    MESQUITA, R.N. ; CABRAL, E.L.L. ; RODRIGUES, A.C.I. . Analise de acidentes de perda de vazao para o reator IEA-R1m. 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. 562-567.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; reactor accidents; loss of flow; safety analysis; p codes; computerized simulation; accidents; loss of flow; nuclear engineering; reactor physics; reactor technology; reactors

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  • IPEN-DOC 06564

    DOBASHI, T.; CORREA, F.. Analise de causa raiz: tecnicas e aplicacoes. In: 7o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 31 de agosto - 3 de setembro, 1999, Belo Horizonte, MG. 1999.

    Palavras-Chave: quality control; quality assurance; productivity; comparative evaluations; safety analysis; nuclear facilities; industrial plants; research reactors

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  • IPEN-DOC 07206

    TEIXEIRA e SILVA, A. ; MAPRELIAN, E. ; RODRIGUES, A.C.I. ; CABRAL, E.L.L. ; MOLNARY, L. ; MESQUITA, R.N. ; MENDONCA, A.G. . Analise de seguranca do reator IEA-R1 a 5MW. In: CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 8.; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, 12., 15-20 out, 2000, Rio de Janeiro, RJ. Anais... Rio de Janeiro: ABEN, 2000, 2000.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; safety analysis; reactor accidents; reactor safety; radiation doses; radiation protection

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  • IPEN-DOC 05005

    MAPRELIAN, E. ; CABRAL, E.L.L. ; TEIXEIRA e SILVA, A. . Analise dos acidentes de perda de refrigerante do reator IEA-R1m a 5MW. 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. 534-538.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; nuclear engineering; reactor accidents; ruptures; loss of coolant; safety analysis; licensing regulations; thermal analysis

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  • IPEN-DOC 26900

    BELCHIOR JUNIOR, A. ; SANTOS, A.A.C. dos; FREITAS, R.L.; SOARES, H.V.; JUNQUEIRA, F.C. ; MANTECON, J.G. ; MATTAR NETO, M. ; MENZEL, S.C. ; TORRES, W.M. ; UMBEHAUN, P.E. . Analytical and experimental analysis on safety related aspects of the RMB research reactor. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON RESEARCH REACTORS: ADDRESSING CHALLENGES AND OPPORTUNITIES TO ENSURE EFFECTIVENESS AND SUSTAINABILITY, November 25-29, 2019, Buenos Aires, Argentina. Proceedings... Vienna, Austria: International Atomic Energy Agency, 2020.

    Abstract: This paper presents some numerical and experimental safety related activities developed at the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB) project by CNEN research institutes. Brief comments on the models and results are presented with emphasis to their relation to the safe design and operation of the reactor. Thermal-hydraulic analysis for Siphon Breaker of the Core Cooling System (CCS); pools hot water layer; core chimney of CCS and spent fuel transport cask are presented, showing results, advantages, difficulties and drawbacks for each analyzed case. All are very distinct cases, involving phenomena that range from two-phase flow and thermal-stratification to lead melting. Beside the one-dimensional thermal hydraulic system Code RELAP5, Computational Fluid Dynamics (CFD) is shown to play an important role in the analysis being performed as it can detail the flow and temperature fields of complex components and phenomena, which are extremely difficult to model analytically or experimentally. Two experimental circuits designed to test RMB fuel elements performance are also presented.

    Palavras-Chave: computerized simulation; reactor design; reactor operation; reactor safety; rmb reactor; safety analysis; spent fuels; stratification; thermal hydraulics; two-phase flow

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  • IPEN-DOC 22808

    MENZEL, FRANCINE ; SABUNDJIAN, GAIANE ; DAURIA, FRANCESCO; MADEIRA, ALZIRA A.. Application of Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) methodology in a Final Safety Analysis Report (FSAR) of a generic plant. In: INTERNATIONAL CONFERENCE OF THE CROATIAN NUCLEAR SOCIETY, 10th, June 5-8, 2016, Zadar, Croatia. Proceedings... 2016. p. 1-10.

    Abstract: The licensing process of a nuclear power plant is motivated by the need to protect humans and the environment from ionizing radiation and, at the same time, sets out the basis for the design and determining the acceptability of the plant. An important part of the licensing process is the realization of accident analysis related to the design basis, which should be documented in the Final Safety Analysis Report (FSAR). There are different options on accidents calculation area by combining the use of computer codes and data entry for licensing purposes. One is the Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU), which considers realistic input data and associated uncertainties. Applications of BEPU approaches in licensing procedures were initiated in the 2000s, first to analysis of Loss of Coolant Accident (LOCA), and then to the accident analysis as a whole, documented in Chapter 15 of the FSAR. This work has as main objective the implementation of BEPU methodology in all analyses contained in FSAR, through the homogenization of the analytical techniques and identification of key disciplines and key topics in the licensing process.

    Palavras-Chave: uses; safety analysis; nuclear power plants; licensing; licensing procedures; safety

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  • IPEN-DOC 10575

    OLIVEIRA, P.S.P. ; SAUER, M.E.L.J. ; KURAZUMI, E.P. ; VIEIRA NETO, A.S. ; TONDIN, J.B.M. ; RICCI FILHO, W. ; MARTINS, M.O. ; BITELLI, U.D. ; JEREZ, R. . Base de dados de confiabilidade de componentes para os reatores de pesquisa IEA-R1 e IPEN/MB-01: resultados e aplicacoes. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA E REATORES THERMAL HIDRAULICA, 14th, ago. 28 - set. 2, 2005, Santos, SP. Anais... Sao Paulo: ABEN, 2005, 2005.

    Palavras-Chave: data acquisition systems; data base management; iear-1 reactor; ipen-mb-1 reactor; probabilistic estimation; reactor components; reactor maintenance; reactor operation; reliability; risk assessment; safety analysis; system failure analysis

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  • IPEN-DOC 24032

    MENZEL, FRANCINE ; SABUNDJIAN, GAIANE ; DAURIA, FRANCESCO. BEPU-FSAR: establishing a background for extension of nuclear thermal hydraulic principles to non thermal-hydraulic code. 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: computer codes; computerized simulation; coupling; licensing; nuclear power plants; reactor safety; safety analysis; scaling; thermal hydraulics; validation; verification

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  • IPEN-DOC 26378

    GOMES, DANIEL de S. ; GIOVEDI, CLAUDIA. Combining probabilistic and deterministic methods for accident analysis. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5429-5442.

    Abstract: This study describes a practical method applied to nuclear reactor safety analysis (NRSA), based on an approach so-called best estimate plus uncertainty (BEPU). The innovative analysis approach involves statistical methods integrated with deterministic rules to fuel licensing code (FLC). The goal of NRSA is to improve safety margins in the nuclear reactor operation, which has partially achieved with uncertainty treatment. Previously, BEPU analysis was widely used to study the loss of coolant accident (LOCA), via inclusion in thermal-hydraulic codes (THC). The systems can measure the impact caused by uncertainties spread in core reactors with a coupling of THC and optimization packages. This paper shows the result of applying the UA/SA technique to FRAPCON, joined with DAKOTA toolkit. This integration will offer the probabilistic analysis coupled with empirical rules. A perfect fusion of the concepts permits the exploration of parametric uncertainties and calibration of physical models. We can use the combined utilization of FLC systems and the DAKOTA toolkit to produce sensitivity analysis. The first step in this approach is to identify all uncertainty sources of the physical models, the reactor design, and manufacturing parameters. It is subsequently used into an FLC, such as FRAPCON, as input parameters. The uncertainties usually distributed using the Wilks formula, which determines the number of samples required for unilateral tolerance. According to Wilks' method, it needs 59 data samples to achieve a confidence level of 95%. Results from Wilks formula found via Monte Carlo simulation, which applies to FLC coupled with sensitivity analysis.

    Palavras-Chave: cladding; data covariances; deterministic estimation; f codes; fuel rods; loss of coolant; probabilistic estimation; reactivity; reactor accidents; reactor cores; reactors; safety analysis; sensitivity analysis; transients

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  • IPEN-DOC 08567

    TORRES, W.M. ; UMBEHAUN, P.E. ; BAPTISTA FILHO, B.D. ; SILVA, J.E.R. ; ZEITUNI, C.A. ; TEIXEIRA e SILVA, A. . Desenvolvimento e utilizacao de elementos instrumentados e sistemas de inspecao visual para reatores nucleares de pesquisa. In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 2., 12-16 ago, 2002, Joao Pessoa, PB. Anais... 2002.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; fluid flow; reactor cores; fuel elements; safety analysis; reactor safety

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  • IPEN-DOC 10665

    BOZZOLAN, J.C. . Efeito domino em unidades quimicas de centros nucleares. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA E REATORES THERMAL HIDRAULICA, 14th, ago. 28 - set. 2, 2005, Santos, SP. Anais... Sao Paulo: ABEN, 2005, 2005.

    Palavras-Chave: blast effects; chemical plants; explosions; fuel cycle centers; fuel cycle; management; probabilistic estimation; radiation accidents; risk assessment; safety analysis; thermal radiation

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  • IPEN-DOC 15279

    HIRATA, DANIEL M.; SABUNDJIAN, GAIANE ; CABRAL, EDUARDO L.L. . Estimative of core damage frequency in IPEN'S IEA-R1 research reactor due to the initiating event of loss of coolant clauded by large rupture in the pipe of the primary 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: eccs; fault tree analysis; iear-1 reactor; loss of coolant; numerical data; pipes; primary coolant circuits; probability; reactor cores; reliability; ruptures; safety analysis

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  • IPEN-DOC 17033

    HIRATA, DANIEL M.; SABUNDJIAN, GAIANE . Estimative of core damage frequency in IPEN's IEA-R1 research reactor due to the initiating events of loss of low caused by channel blockage and loss of coolant caused by large rupture in the pipe of the primary circuit - PSA level 1. 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: damage; depressurization systems; deterministic estimation; fault tree analysis; flow blockage; iear-1 reactor; loss of coolant; loss of flow; nuclear damage; pipes; primary coolant circuits; probabilistic estimation; reactor operation; reactor shutdown; risk assessment; safety analysis; safety injection; eccs

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  • IPEN-DOC 28222

    BARONI, D.B.; BORSOI, S.S.; MATTAR NETO, M. ; OLIVEIRA, P.S.P. ; MATURANA, M.C.. Evaluation of “Safety Related” and “Important to Safety” terminology for safety classification of nuclear installation items in Brazil. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, November 29 - December 2, 2021, Online. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2021.

    Palavras-Chave: comparative evaluations; nuclear facilities; safety analysis; standardized terminology

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  • IPEN-DOC 28302

    SILVA, T.P. da; MATURANA, M.C.; MATTAR NETO, M. ; OLIVEIRA, P.S.P. de . External Events PSA: requirements applicable to new nuclear installations projects. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, November 29 - December 2, 2021, Online. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2021.

    Palavras-Chave: nuclear facilities; hazards; safety analysis; risk assessment

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  • IPEN-DOC 07106

    VICENTE, R. ; HIROMOTO, G. ; SORDI, G.M.A.A.. Gestao das fontes radioativas seladas descartadas. In: REGIONAL CONGRESS ON RADIATION PROTECTION AND SAFETY, 5th, REGIONAL IRPA CONGRESS, Apr. 29 - May 4, 2001, Recife, PE. Proceedings... Recife: SBPR, 2001, 2001.

    Palavras-Chave: waste management; radioactive wastes; sealed sources; radioactive waste disposal; safety analysis; cost estimation

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  • IPEN-DOC 26361

    GOMES, DANIEL de S. ; GIOVEDI, CLAUDIA. Importance of uncertainty modelling for nuclear safety analysis. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5010-5023.

    Abstract: The U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) reviewed the 10CFR50.46c regulations regard the loss-of-coolant-accident (LOCA), and emergency core cooling system (ECCS). In this planned rulemaking named as 10CFR50.46c. New LOCA criteria included the integration of models used to the hydrogen uptake changes equivalent cladding react (ECR), coupled with peak cladding temperature (PCT). This rule inserts the embrittlement mechanism considering the hydrogen buildup as a pre-transient condition, reducing a loss of operational margin. 10CFR50.46c criteria should combine the effects produced from different fields, such as neutronic analysis, thermal-hydraulic, with fuel performance codes. Besides, it should contemplate Best-Estimate Plus Uncertainty (BEPU) practices. Consequently, increases the challenges to safety analysis because of nuclear power plants run for extended periods than planned initially. In these circumstances, nuclear units need to operate on extended life cycles based on safety margins. With a lifespan of 60 years or more, we reviewed the behavior of the structural material on accident scenarios. This work showed the importance of uncertainties created by physical models such as the fission gas release, thermal conductivity, and loss of ductility caused by hydrides.

    Palavras-Chave: cladding; data covariances; f codes; fuel rods; l codes; lifetime extension; loss of coolant; nuclear fuels; safety analysis; sensitivity analysis; steady-state conditions; thermal hydraulics; transients

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  • IPEN-DOC 28237

    BARONI, D.B. ; BORSOI, S.S. ; MATTAR NETO, MIGUEL ; OLIVEIRA, P.S.P. de ; MATURANA, M.C. . Licensing approach for nuclear-powered submarines land support facilities. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, November 29 - December 2, 2021, Online. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2021.

    Palavras-Chave: nuclear submarines; nuclear facilities; comparative evaluations; licenses; safety analysis; standards; us doe; us nrc

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  • IPEN-DOC 15223

    OLIVEIRA, DIRCEU P. de; ZOUAIN, DESIREE . Management system - correlation study between new IAEA standards and the market standards. 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: environmental impacts; financial incentives; iaea; iso; management; nuclear facilities; quality assurance; safety analysis; safety standards; safety

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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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