ROBERTO NAVARRO DE MESQUITA
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Possui graduação em Física pela Universidade Estadual de Campinas (1987), mestrado em Física pela Universidade Estadual de Campinas (1991) e doutorado em Engenharia Mecânica pela Universidade de São Paulo (2002). Atualmente é tecnologista pleno da Comissão Nacional de Energia Nuclear. Tem experiência na área de Ciência da Computação, com ênfase em Sistemas de Inteligência Artificial, atuando principalmente nos seguintes temas: inteligência artificial, diagnóstico de defeitos em tubos, correntes parasitas (ECT), reconhecimento de padrões em imagens. (Texto extraído do Currículo Lattes em 27 dez. 2021)
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Relatório IPEN-doc 29842 Módulo de saída do sistema computacional CaReR2023 - BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; RIBEIRO, MARIA A.M.; MESQUITA, ROBERTO N. deEste trabalho tem como objetivo detalhar o Módulo de Saída do Sistema Computacional de Avaliação do Ativo Isotópico. Este sistema desempenha a função de avaliar o inventário radioisotópico dos rejeitos radioativos gerados na CNAAA (Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto). Além disso, ele é responsável por estimar o inventário radioisotópico básico do depósito inicial da CNAAA, onde estão armazenados rejeitos radioativos com atividades baixas e intermediárias, com base nos dados da geração de rejeitos radioativos provenientes das usinas nucleoelétricas da CNAAA, dados esses obtidos do RejAn. O módulo de Saída do programa, em conjunto com os módulos de Cálculo e de Entrada, constitui o Programa CaReR. O módulo de Entrada permite ao usuário atualizar as bibliotecas de dados utilizadas pelo programa, seja importando dados do RejAn, da tabela de Fatores de Escala (FE) e do arquivo de Dados de Radionuclídeos e Cadeias de Decaimento. Detalhes sobre o módulo de Entrada foram previamente descritos na referência [1] e as alterações deste módulo que ocorreram durante o desenvolvimento do programa são oportunamente apresentadas neste relatório. Por outro lado, o módulo de Saída, objetivo principal deste relatório, permite ao usuário gerar relatórios, fichas de dados e etiquetas para o controle dos embalados de rejeitos, especialmente quando estes precisam ser movidos para o depósito definitivo. Além disso, este módulo inclui funcionalidades que permitem um acompanhamento detalhado da aplicação da metodologia de cálculo incluindo aplicação de Fatores de Escala e utilização das cadeias de decaimento. Neste documento são ainda fornecidas informações sobre a arquitetura e o diagrama esquemático do software desenvolvido. Este documento foi elaborado para atender o item 8.4.5 do Plano de Trabalho, que inclui a "Especificação do módulo de saída do Programa de Avaliação do Ativo Isotópico incluindo a descrição da arquitetura e diagrama esquemático lógico do software" do Acordo de Pesquisa e Desenvolvimento (Ativo Isotópico - Fase B), celebrado entre a ETN e o IPEN.Resumo IPEN-doc 23885 Heat transfer mode in the core of the Angra 2 nuclear power plant during small break loca obtained with RELAP5 code2013 - SABUNDJIAN, GAIANE; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; CONTI, THADEU das N.; ROCHA, MARCELO da S.; ANDRADE, DELVONEI A. de; TORRES, WALMIR M.; MACEDO, LUIZ A.; UMBEHAUN, PEDRO E.; MESQUITA, ROBERTO N. de; LIMA, ANA C. de S.This work aims to identify the heat transfer mode with RELAP5/MOD3.2.gama code in the core of Angra 2 facility. The postulate accident is the Loss of Coolant Accident (LOCA) in the primary circuit for Small Break (SB), which is described in Chapter 15 of the Final Safety Analysis Report of Angra 2 (FSAR). The accident consists basically of the total break of the cold leg of Angra 2 facility. The rupture area considered was 380 cm2, which represents 100% of the primary circuit pipe °ow area. The Emergency Core Cooling System (ECCS) e±ciency is also tested in this accident. In this simulation, failure and repair criteria are adopted for the ECCS components in order to verify the system operation e±ciency - preserving the integrity of the reactor core and guaranteeing its cooling - as expected by the project design. SBLOCA accidents are characterized by a fast blowdown in the primary circuit to values that activate the low pressure injection system followed by the water injection from the accumulators. The thermal-hydraulic processes inherent to the accident phenomenon, such as hot leg vaporization and consequently core vaporization cause inappropriate °ow distribution in the reactor core that can lead to reduction in the core liquid level, up to the point that the ECCS is able to re°ood it. This work shows the mode numbers and the wall convection heat transfer used in the RELAP5 code that were accessed during the execution of the program. The results showed that the numerical simulations with RELAP5 were satisfactory and that the ECCS worked e±ciently, guaranteeing the integrity of the reactor core.Artigo IPEN-doc 21137 Characterization of physical properties of Alsub(2)Osub(3) and ZrOsub(2) nanofluids for heat transfer applications2015 - ROCHA, MARCELO S.; CABRAL, EDUARDO L.L.; SABUNDJIAN, GAIANE; YORIYAZ, HELIO; LIMA, ANA C.S.; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; PRADO, ADELK C.; MADI FILHO, TUFIC; ANDRADE, DELVONEI A.; SHORTO, JULIAN M.B.; MESQUITA, ROBERTO N.; OTUBO, LARISSA; BAPTISTA FILHO, BENEDITO D.; PINHO, PRISCILA G.M.; RIBATSKY, GHERHARDT; MORAES, ANDERSON A.U. deArtigo IPEN-doc 20797 Thermophysical characterization of Alsub(2)Osub(3) and ZrOsub(2) nanofluids as emergency cooling fluids of future generations of nuclear reactors2015 - ROCHA, MARCELO S.; CABRAL, EDUARDO L.L.; SABUNDJIAN, GAIANE; YORIYAZ, HELIO; LIMA, ANA C.S.; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; PRADO, ADELK C.; MADI FILHO, TUFIC; ANDRADE, DELVONEI A.; SHORTO, JULIAN M.B.; MESQUITA, ROBERTO N.; OTUBO, LARISSA; BAPTISTA FILHO, BENEDITO D.; RIBATSKY, GHERHARDT; MORAES, ANDERSON A.U. deArtigo IPEN-doc 18514 ANGRA 2 samll break loca flow regime identification through RELAP5 code2012 - 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.Artigo IPEN-doc 13460 Analise teorico e experimental do fenomeno de circulacao natural2008 - 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.Artigo IPEN-doc 18201 The behaviour of ANGRA 2 nuclear power plant core for a small break LOCA simulated with RELAP5 code2012 - SABUNDJIAN, GAIANE; ANDRADE, DELVONEI A.; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; ROCHA, MARCELO da S.; CONTI, THADEU das N.; TORRES, WALMIR M.; UMBEHAUN, PEDRO E.; MESQUITA, ROBERTO N.; MASOTTI, PAULO H.F.Artigo IPEN-doc 18200 Flow regime identification in natural circulation phenomenon using RELAP5 code2012 - SABUNDJIAN, GAIANE; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; MESQUITA, ROBERTO N.; MASOTTI, PAULO H.F.; ANDRADE, DELVONEI A.; TORRES, WALMIR M.; UMBEHAUN, PEDRO E.; CONTI, THADEU das N.; ANGELO, GABRIELArtigo IPEN-doc 19453 Perspectives of heat transfer enhancements in nuclear reactors toward nanofluids applications2013 - ROCHA, MARCELO S.; CABRAL, EDUARDO L.L.; SABUNDJIAN, GAIANE; YORIYAZ, HELIO; LIMA, ANA C.S.; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; PRADO, ADELK C.; MADI FILHO, TUFIC; ANDRADE, DELVONEI A.; SHORTO, JULIAN M.B.; MESQUITA, ROBERTO N.; SOUZA, FRANCISCO A.; OTUBO, LARISSA; BAPTISTA FILHO, BENEDITO D.Artigo IPEN-doc 19812 The behavior of ANGRA 2 nuclear power plant core for a small break LOCA simulated with RELAP5 code2013 - SABUNDJIAN, GAIANE; ANDRADE, DELVONEI A.; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; ROCHA, MARCELO da S.; CONTI, THADEU N.; TORRES, WALMIR M.; MACEDO, LUIZ A.; UMBEHAUN, PEDRO E.; MESQUITA, ROBERTO N.; MASOTTI, PAULO H.F.; LIMA, ANA C. de S.