Navegação Eventos - Artigos por assunto "t codes"

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  • IPEN-DOC 10722

    SANTOS, A.; ANDRADE e SILVA, G.S. ; MENDONCA, A.G. ; FUGA, R. ; ABE, A.Y. . Analise teorica do ponto de inversao do coeficiente de reatividade isotermico do reator IPEN/MB-01. 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: computerized simulation; cross sections; discrete ordinate method; evaluated data; ipen-mb-1 reactor; nuclear data collections; t codes; temperature coefficient

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  • IPEN-DOC 02633

    CONTI, T.N. ; FREITAS, R.L. . Aplicacao do codigo TRACPD2 na simulacao da experiencia CANON. In: 5o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES, 10-12 de abril, 1985, Rio de Janeiro, RJ. 1985. p. 808-817.

    Palavras-Chave: loss of coolant; reactor accidents; t codes

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  • IPEN-DOC 06575

    MAPRELIAN, E. ; CABRAL, E.L.L. ; TEIXEIRA e SILVA, A. . Avaliacao e desenvolvimento de ferramentas para a analise de acidentes de perda de refrigerante em reatores de pesquisa. In: 7o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 31 de agosto - 3 de setembro, 1999, Belo Horizonte, MG. 1999.

    Palavras-Chave: research reactors; loss of coolant; number codes; l codes; t codes; reactor accidents; reactor control systems

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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 06813

    SANTOS, A.; FANARO, L.C.C.B. ; ANDRADE e SILVA, G.S. ; ABE, A.Y. ; MENDONCA, A.G. . Criticality analyses based on the coupled NJOY/AMPX-II/TORT systems. In: 2000 ANS INTERNATIONAL TOPICAL MEETING ON ADVANCES IN REACTOR PHYSICS AND MATHEMATICS AND COMPUTATION INTO THE NEXT MILLENNIUM, May 7-11, 2000, Pittsburgh, PA, USA. Proceedings... La Grange Park, IL: American Nuclear Society, 2000, 2000.

    Palavras-Chave: criticality; ipen-mb-1 reactor; computer codes; t codes; m codes; c codes; power density; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 17538

    DOMINGOS, D.B.; MAPRELIAN, E. ; SILVA, A.T. . Development of computer codes for loss of coolant accident analysis of IEA-R1 reactor. In: EUROPEAN RESEARCH REACTOR CONFERENCE, March 20-24, 2011, Roma, Italia. Proceedings... 2011.

    Palavras-Chave: burnup; dispersions; fission products; iear-1 reactor; irradiation devices; l codes; loss of coolant; nuclear fuels; reactor cores; safety; t codes; uranium; uranium 235; uranium oxides u3o8; uranium silicides

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  • IPEN-DOC 10742

    FANARO, L.C.C.B. ; SANTOS, A.; ANDRADE e SILVA, G.S. . Espectrometria gama das varetas combustiveis para determinar as densidades de potencia relativas e a potencia do reator IPEN/MB-01. 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: c codes; experimental data; fuel elements; gamma spectroscopy; ipen-mb-1 reactor; power density; power distribution; t codes

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  • IPEN-DOC 07213

    ABE, A.Y. ; FANARO, L.C.C.B. ; FUGA, R. ; JEREZ, R. ; COELHO, P.R.P. ; MENDONCA, A.G. ; SANTOS, A.; MOREIRA, J.M.L. ; ANGIOLETTO, E.; ANDRADE e SILVA, G.S. ; DINIZ, R. . Experimento sobre detetores out-of-core no reator IPEN/MB-01. 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: ipen-mb-1 reactor; neutron detectors; bf3 counters; boron 10; gold; stainless steels; plates; neutron transport; t codes; computerized simulation; reaction kinetics; experimental data

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  • IPEN-DOC 26356

    GIOVEDI, CLAUDIA; MELO, CAIO; ABE, ALFREDO Y. ; SILVA, ANTONIO T. ; MARTINS, MARCELO R.. Fuel performance of iron-based alloy cladding using modified TRANSURANUS code. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4943-4949.

    Abstract: The main challenge in the nuclear area since the Fukushima Daiichi accident is to develop fuel materials to be applied in nuclear reactors aiming to increase the safety under normal operation as well as transient and accident conditions. These efforts are concentrated in the Advanced Technology Fuel (ATF) program that has as main scopes to study cladding materials to replace the zirconium-based alloys, and fuel materials presenting higher thermal conductivity compared to the conventional uranium dioxide fuel pellet. In this sense, iron-based alloys, which were used with a good performance as cladding material in the first Pressurized Water Reactors (PWR), have becoming a good option. The assessment of the behavior of different materials previously to perform irradiation tests, which are time consuming, can be performed using fuel performance codes, but for this, the conventional fuel performance codes must be modified to implement the properties of the materials that are being studied. This paper presents the results obtained using a modified version of the well-known TRANSURANUS code, obtained from the implementation of the stainless steel 348 properties as cladding material. The simulations were performed using data available in the open literature related to a PWR irradiation experiment. The results obtained using the modified version of the code were compared to those obtained using the original code version for zircaloy-4. The performance of both cladding materials was evaluated by means of the comparison of parameters such as gap thickness, fuel centerline temperature, internal pressure, and cladding stress and strain.

    Palavras-Chave: cladding; comparative evaluations; computerized simulation; fuel rods; iron alloys; nuclear fuels; performance; pwr type reactors; stainless steel-348; steady-state conditions; t codes; zircaloy 4

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  • IPEN-DOC 16976

    STEFANI, GIOVANNI L. de; CONTI, THADEU das N. ; SANTOS, THIAGO A. dos; FEDORENKO, GIULIANA G.; CASTRO, VINICIUS A.; MAIO, MIREIA F.. Implementation of the optimization for the methodology of the neutronic calculation and thermo-hydraulic in IEA-R1 reactor. 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: c codes; h codes; iear-1 reactor; l codes; neutrons; t codes; thermal hydraulics; thermodynamics

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  • IPEN-DOC 26363

    ABE, ALFREDO Y. ; MELO, CAIO; GIOVEDI, CLAUDIA; SILVA, ANTONIO T. . Modification of TRANSURANUS fuel performance code in the ATF framework. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5036-5045.

    Abstract: The standard fuel system based on UO2–zirconium alloy has been utilized on nearly 90% of worldwide nuclear power light water reactors. After the Fukushima Daiichi accident, alternative cladding materials to zirconium-based alloys are being investigated in the framework of accident tolerance fuel (ATF) program. One of the concepts of ATF is related to cladding materials that could delay the onset of high temperature oxidation, as well as ballooning and burst, in order to improve reactor safety systems, and consequently increase the coping time for the reactor operators in accident condition, especially under Loss-of-Coolant Accident (LOCA) scenario. The ferritic iron-chromium-aluminum (FeCrAl) alloys have been identified as an alternative to replace current zirconium-based alloys based on its outstanding resistance to oxidation under superheated steam environment due to the development of alumina oxide on the alloy surface in case of LOCA; moreover, FeCrAl alloys present quite well performance under normal operation conditions due to the thin oxide rich in chromium that acts as a protective layer. The assessment and performance of new fuel systems rely on experimental irradiation program and fuel performance code simulation, therefore the aim of this work is to contribute to the computational modeling capabilities in the framework of the ATF concept. The well-known TRANSURANUS fuel performance code that is used by safety authorities, industries, laboratories, research centers and universities was modified in order to support FeCrAl alloy as cladding material. The modification of the TRANSURANUS code was based on existing data (material properties) from open literature and as verification process was performed considering LOCA accident scenario.

    Palavras-Chave: accident-tolerant nuclear fuels; aluminium alloys; chromium alloys; cladding; comparative evaluations; fuel rods; iron alloys; loss of coolant; performance; t codes; zirconium alloys

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  • IPEN-DOC 15265

    DOMINGOS, DOUGLAS B.; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; SILVA, JOSE E.R. da ; CONTI, THADEU das N. ; YAMAGUCHI, MITSUO . Neutronic, thermal-hydraulic and accident analysis calculations for an irradiation device to be used in the qualification process of dispersion fuels in the IEA-R1 research reactor. 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: c codes; dispersion nuclear fuels; f codes; flow rate; iear-1 reactor; irradiation devices; l codes; loss of coolant; reactor cores; t codes; thermal hydraulics; uranium oxides u3o8

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  • IPEN-DOC 12170

    ANTUNES, A.; CARLUCCIO, THIAGO; MENDONCA, A.G. ; SANTOS, ADIMIR dos ; MAIORINO, JOSE R. . Reactor physics calculations for a sub critical core of the IPEN-MB-01 driven by an external neutron source. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 8th/ MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 15th, Sept. 30 - Oct. 5, 2007, Santos, SP. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2007, 2007.

    Palavras-Chave: criticality; cross sections; discrete ordinate method; ipen-mb-1 reactor; m codes; multiplication factors; neutron flux; neutron generators; neutron sources; numerical data; reactor cores; t codes

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  • IPEN-DOC 26355

    AGUIAR, AMANDA A. ; ABE, ALFREDO ; GIOVEDI, CLAUDIA. Sensitivity analysis of fuel rod parameters in steady state condition using TRANSURANUS code. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4936-4942.

    Abstract: In this paper, a simulation of steady state conditions using TRANSURANUS code applied to Arkansas Nuclear One Unit 2 (PWR) fuel rod is presented. The fuel rod considered in this work was exposed to a peak rod average burnup of 64 GWd/TU, which corresponds to a batch-average exposure of about 53 GWd/TU. TRANSURANUS code offers two different approach for sensitivity analysis: Numerical Noise Analysis and Monte Carlo. In this work, sensitivity analysis using Monte Carlo approach was considered in the range of fuel rod manufacturing parameters, such as internal and external radius of the cladding, external radius of the fuel, and filling gas pressure of the fuel rod, in order to verify some existing correlation with fuel centerline temperature, internal cladding temperature, average tangential stress in the cladding, average permanent tangential strain in the cladding, internal pressure, and fission gas release.

    Palavras-Chave: arkansas-2 reactor; burnup; computerized simulation; fuel rods; monte carlo method; neutron flux; sensitivity analysis; steady-state conditions; t codes

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  • IPEN-DOC 02597

    FREITAS, R.L. ; CONTI, T.N. . Simulacao de experiencias de despressurizacao atraves do codigo TRAC-PD2. In: 1o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 17-20 de marco, 1986, Rio de Janeiro, RJ. 1986. p. 383-386.

    Palavras-Chave: blowdown; pwr type reactors; t codes

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  • IPEN-DOC 28287

    ABE, ALFREDO ; MELLO, CAIO; SANTOS, TAMIRYS; GIOVEDI, CLAUDIA. The FeCrAl cladding assessment under accident condition using TRANSURANUS fuel performance code. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, November 29 - December 2, 2021, Online. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2021.

    Palavras-Chave: computerized simulation; t codes; iron alloys; zirconium alloys; reactivity; ballooning instability; thermodynamic properties; nuclear fuels; thickness; chromium; cladding

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  • IPEN-DOC 26350

    OLIVA, AMAURY M. ; ALVES FILHO, HERMES; BARROS, RICARDO C.; CURBELO, JESUS P.. The spectral deterministic method applied to nêutron fixed-source discrete ordinates problems in X, Y-geometry for multigroup calculations. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4702-4716.

    Abstract: A new approach for the development of a coarse-mesh numerical spectral nodal method is presented in this paper. This method, referred to as the Spectral Deterministic Method { Constant Nodal (SDM{CN), is based on a spectral analysis of the multigroup X,Y-Geometry, linearly anisotropic scattering neutron transport equations in discrete ordinates ( SN)formulation for xed-source calculations in non-multiplying media. In this paper we present typical model problems to illustrate the accuracy and the e ciency for coarse-mesh energy multigroup SN calculations of the SDM-CN method. The numerical results obtained are compared with the traditional ne-mesh Diamond Di erence (DD) method and the results obtained by DOT{II and TWOTRAN codes. The numerical results are also compared with the spectral nodal method, spectral Green's function (SGF).

    Palavras-Chave: boltzmann equation; comparative evaluations; comparative evaluations; computerized simulation; d codes; discrete ordinate method; finite difference method; multigroup theory; neutron transport; nodal expansion method; scattering; t codes

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  • IPEN-DOC 01772

    CONTI, T.N. . Utilizacao do codigo TRAC-PDZ para simulacao de experiencia CANON. In: 7o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, 26-28 de abril, 1989, Recife, PE. 1989. p. 399-414.

    Palavras-Chave: computer codes; t codes; computerized simulation

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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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