Navegação Eventos - Resumos por autor "UMBEHAUN, P.E."

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  • IPEN-DOC 24614

    ANDRADE, D.A. ; ANGELOA, G. ; ANGELO, E.; SANTOS, P.H.G. ; OLIVEIRA, F.B.V. ; TORRES, W.M. ; UMBEHAUN, P.E. ; SOUZA, J.A.B. ; BELCHIOR JUNIOR, A. ; SABUNDJIAN, G. ; PRADO, A.C. . A CFD numerical model for the flow distribution in a MTR fuel element. In: 60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS, November 28 - December 01, 2017, São Paulo, SP. Abstract... São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, 2017. p. 91-91.

    Abstract: Previously, an instrumented dummy fuel element (DMPV-01), with the same geometric characteristics of a MTR fuel element, was designed and constructed for pressure drop and flow distribution measurement experiments at the IEA-R1 reactor core. This dummy element was also used to measure the flow distribution among the rectangular flow channels formed by element fuel plates. A CFD numerical model was developed to complement the studies. This work presents the proposed CFD model as well as a comparison between numerical and experimental results of flow rate distribution among the internal flow channels. Numerical results show that the model reproduces the experiments very well and can be used for the studies as a more convenient and complementary tool.

    Palavras-Chave: computerized simulation; distribution; flow rate; fuel elements; iear-1 reactor; materials testing reactors; numerical solution; reactor channels; reactor cores; thermal hydraulics

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  • IPEN-DOC 24576

    CASTRO, A.J.A. de ; UMBEHAUN, P.E. ; CARVALHO, M.R. . Comissioning of the IEA-R1 nuclear reactor new heat exchanger. In: 60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS, November 28 - December 01, 2017, São Paulo, SP. Abstract... São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, 2017. p. 57-57.

    Abstract: This work presents results on the commissioning of the new heat exchanger of the IEA-R1 nuclear reactor in the occasion of its operational power upgrade from 2 MW to 5 MW, in comparison to the values calculated in the project of IESA Design and Equipments Company. This reactor is a swimming pool type, light water moderated and with graphite reflectors, used for research purposes and medical radioisotopes production. During monitoring procedures, issues were observed on the reactor operation at 5 MW mainly due to the ageing of the reactor’s oldest heat exchanger (TC-A) and excessive vibrations at high flow rates on the other installed heat exchanger (TC-B). So it was decided to provide a new IESA heat exchanger with 5 MW capacity to definitely substitute the TC-A heat exchanger. The results show that the IEA-R1 nuclear reactor can be operated safely and continuously at 5 MW with the new IESA heat exchanger.

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  • IPEN-DOC 24577

    CASTRO, A.J.A. de ; UMBEHAUN, P.E. . Determination of pressure loss coefficients in the elements of the IEA-R1 reactor nuclei. In: 60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS, November 28 - December 01, 2017, São Paulo, SP. Abstract... São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, 2017. p. 58-58.

    Abstract: The flow distribution in the different elements that compose the core of the IEAR1 reactor is one of the main parameters for its thermo-hydraulic analysis. Currently this distribution is estimated with the code "FLOW" that uses existing correlations in the literature for the estimation of the singular and distributed pressure losses. In order to validate the code, a test bench was set up to survey the load loss in the elements that make up the reactor core for different levels of flow in the elements.

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  • IPEN-DOC 24578

    MAPRELIAN, E. ; TORRES, W.M. ; BELCHIOR JUNIOR, A. ; UMBEHAUN, P.E. ; SANTOS, S.C. ; FRANÇA, R.L. ; PRADO, A.C. ; MACEDO, L.A. ; SILVA, A.T. E ; BERRETTA, J.R. ; SABUNDJIAN, G. . Experiments of loss of coolant in the IEA-R1 reactor. In: 60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS, November 28 - December 01, 2017, São Paulo, SP. Abstract... São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, 2017. p. 58-58.

    Abstract: The Loss of Coolant Accident (LOCA) has been considered Design Basis Accident (DBA) for several kind of reactors. The test section for experimental (STAR) for simulation of LOCA, using the Instrumented Fuel Assembly (IFA) EC-208 was designed, assembled, commissioned, and used for the experiments at the IEA-R1 Reactor. The experiments were performed for five different levels of fuel uncovering and two heat decay conditions. The five levels consisted of one total and four partial uncovering of the IFA. The results obtained for each experiment were the section level and 13 IFA temperatures. A data acquisition system was used to record the process parameters. The STAR section has proved to be a very safe and efficient tool for fuel uncovering experiments to obtain thermal-hydraulic data for research and development, and for the data to be compared with safety analysis code calculations.

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  • IPEN-DOC 24611

    UMBEHAUN, P.E. ; ANDRADE, D.A. ; TORRES, W.M. ; RICCI, W. . Instrumented fuel assembly. In: 60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS, November 28 - December 01, 2017, São Paulo, SP. Abstract... São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, 2017. p. 87-88.

    Abstract: The flow rate in the channel between two fuel assemblies is very difficult to estimate or measured. This flow rate is very important to the cooling process of the external plates. This work presents the project and construction of an instrumented fuel assembly with the objectives of perform more accurate safety analysis for the IEA-R1 reactor; determine the actual cooling conditions (mainly in the outermost fuel plate) and validate computer codes used for thermalhydraulic and safety analysis of research reactors. Fourteen thermocouples were installed in this instrumented fuel assembly. Four in each lateral channel, one in the inlet nozzle and one in the outlet nozzle. There are three thermocouples in each channel to measure the clad temperature and one thermocouple to measure the fluid temperature. Three series of experiments, for three different core configuration were carried out with the instrumented fuel assembly. In two experiments a box was installed around the core to reduce the cross flow between the fuel assembly and measure the impact in the temperatures of external plates. The experimental results obtained with the instrumented fuel element are very consistent with the phenomenology involved. Given the amount of information generated and its utility in the design, improvement and qualification in construction, assembly and manufacturing of instrumented fuel, this project turned out to be an important landmark on the thermal-hydraulic study of research reactor cores. The proposed solutions could be useful for other research reactors.

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  • IPEN-DOC 24584

    TORRES, W.M. ; UMBEHAUN, P.E. ; ANDRADE, D.A. ; SOUZA, J.A.B. . A MTR fuel element flow distribution measurement preliminary results. In: 60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS, November 28 - December 01, 2017, São Paulo, SP. Abstract... São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, 2017. p. 62-63.

    Abstract: An instrumented dummy fuel element (DMPV-01) with the same geometric characteristics of a MTR fuel element was designed and constructed for flow distribution measurement experiments at the IEA-R1 reactor core. This dummy element was also used to measure the flow distribution among the rectangular flow channels formed by element fuel plates. Two probes with two pressure taps were constructed and assembled inside the flow channels to measure pressure drop and the flow velocity was calculated using pressure drop equation for closed channels. This work presents the experimental procedure and results of flow distribution measurement among the flow channels. Results show that the flow rate in the peripheral channels is 10 to 15% lower than the average flow rate. It is important to know the flow rate in peripheral channels because of uncertainties in values of flow rate in the open channel formed by two adjacent fuel elements. These flow rates are responsible by the cooling of external fuel plates.

    Palavras-Chave: cooling; experimental data; flow rate; fluid flow; fuel channels; fuel elements; fuel plates; mtr reactor; pressure drop; pressure measurement; spatial distribution; velocity

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  • IPEN-DOC 24612

    UMBEHAUN, P.E. ; TORRES, W.M. . Thermal-hydraulic analysis of the IEA-R1 research reactor – a comparison between ideal and actual conditions. In: 60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS, November 28 - December 01, 2017, São Paulo, SP. Abstract... São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, 2017. p. 88-88.

    Abstract: Thermal-hydraulic analysis were performed for the IEA-R1 research reactor considering ideal, estimated and actual flow rate conditions through the fuel elements. The ideal conditions were obtained dividing the total primary flow rate among the fuel elements and the estimated conditions were calculated using the computer program FLOW. The actual flow rate conditions were experimentally measured using an instrumented dummy fuel element. The results show that the actual conditions are far from ideal and calculated ones due to the high bypass flow that deviates the active reactor core through the irradiation devices, gaps, couplings, etc..Thus, the safety margins are smaller for the actual flow conditions.

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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

Tipo de publicação: Texto completo de evento

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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