THADEU DAS NEVES CONTI

THADEU DAS NEVES CONTI

(Fonte: Lattes)

Resumo

Has graduation at Física (Bacharelado) by Pontifícia Universidade Católica de São Paulo (1979) , master's at Tecnologia Nuclear by Universidade de São Paulo (1983) and Ph.D. at Engenharia Mecânica by Universidade de São Paulo (2006) . Currently is of Comissão Nacional de Energia Nuclear, Livre of Universidade de São Paulo, Membro de comitê assessor of (FAPESP) Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo, Membro de comitê assessor of Comissão Nacional de Energia Nuclear, Revisor de periódico of Revista Internacional de Ciências e Revisor de periódico of Revista Ciência, Tecnologia & Ambiente. Has experience in the area of Nuclear Engineering , with emphasis on Combustível Nuclear. Focused, mainly, in the subjects: Simulação Numérica, Modelagem Matemática, Escoamento Bifásico. (Text obtained from the Currículo Lattes on November 29th 2021)

Possui graduação em Física (Bacharelado) pela Pontifícia Universidade Católica de São Paulo(1979), mestrado em Tecnologia Nuclear pela Universidade de São Paulo(1983) e doutorado em Engenharia Mecânica pela Universidade de São Paulo(2006). Atualmente é Pesquisador do Comissão Nacional de Energia Nuclear, Professor da Pós Graduação da Universidade de São Paulo, Membro de comitê assessor da (FAPESP) Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo, Membro de comitê assessor do Comissão Nacional de Energia Nuclear, Revisor de periódico da Revista Internacional de Ciências e Revisor de periódico da Revista Ciência, Tecnologia & Ambiente. Tem experiência na área de Engenharia Nuclear, com ênfase em Combustível Nuclear. Atuando principalmente nos seguintes temas:Simulação Numérica, Modelagem Matemática, Escoamento Bifásico. (Texto extraído do Currículo Lattes em 29 nov. 2021)

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A importância do intervalo P-F na manutenção dos circuitos de refrigeração do reator IEA-R1
2023 - OLIVEIRA, ALEXANDRE R. de; CONTI, THADEU das N.
As máquinas e equipamentos industriais não foram construídos para durar para sempre, mas eles podem durar muito mais do que as recomendações dos fabricantes realizadas nas manutenções preventivas. Falhas de ativos não são eventos, mas sim processos de degradação. Por meio da curva P-F, busca-se representar a condição de um equipamento ou componente ao longo do tempo, o que possibilita identificar estes processos e agir proativamente para evitar a falha. A curva P-F é uma representação gráfica na análise de confiabilidade dos ativos monitorados, com base nos conceitos do RCM (Manutenção Centrada na Confiabilidade ou, do inglês, “Reliability Centered Maintenance”). Neste trabalho serão apresentadas as condições atuais de monitoramento e as técnicas recomendadas para o monitoramento das condições de trabalhos dos conjuntos motobomba responsáveis pela refrigeração do circuito primário e secundário do Reator IEA-R1.
Human performance and safety in nuclear facilities – regulatory frameworks
2023 - PAVAO, S.; CONTI, T.N.
The relation between human performance and nuclear safety was legitimized after nuclear accidents with important radiological consequences caused by human errors. This article presents, by a bibliographical survey, some publications of international regulation bodies of best practices in programs of human performance. In order to list the main available documents and the events occurred over the decades, the data sample range included the period between the year of 1979, with the landmark of Three Mile Island accident, until today. With the presentation of the results, this article aims to raise the discussion about the importance of a specific regulation guide regarding this subject in Brazil.
Viabilização governamental da instalação de módulos fotovoltaicos nos bairros periféricos e em projetos sociais
2023 - FRANCO, RENNAN de A.; CONTI, THADEU das N.
A performance humana e a segurança em instalações nucleares
2022 - PAVAO, S.; CONTI, T.N.
Análise dos dados de manutenção corretiva e preditiva do conjunto motobomba no circuito primário de refrigeração do reator IEA-R1
2022 - OLIVEIRA, ALEXANDRE R. de; CONTI, THADEU das N.
Os níveis excessivos de vibração e ruído associados às bombas industriais são uma preocupação cada vez maior − tanto por razões de desempenho quanto pela conformidade com a legislação existente. Frequentemente, as causas raízes dos níveis excessivos de vibração e ruído estão relacionadas ao alinhamento deficiente dos eixos (Figura 1), lubrifica ção inadequada, procedimento de montagem incorreto e arranjos de rolamentos inadequados ou arrefecimento ineficiente. Seja qual for a causa, altos níveis de vibração aumentam o atrito, o consumo de energia e o desgaste de componentes, muitas vezes levando a manutenção com custos elevados, paradas não programadas e falhas prematuras [1]. De acordo com Piotrowski [2], o principal objetivo do alinhamento é aumentar o tempo de vida operacional das máquinas rotativas. Para atingir esse objetivo, os componentes de máquinas com maior probabilidade de falha devem operar bem dentro de seus limites de projeto. Como as peças com maior probabilidade de falhar são os rolamentos, vedações, acoplamentos e eixos, a máquina alinhada reduzirá as forças axiais e radiais excessivas nos mancais para garantir maior vida útil e estabilidade do rotor sob condições operacionais dinâmicas. O alinhamento reduzirá a possibilidade de falha do eixo devido a fadiga cíclica, minimizará a quantidade de desgaste nos componentes do acoplamento, aliviará a quantidade de flexão do eixo e manterá as folgas internas adequadas do rotor [2].
RELAP5 code simulation of the Angra2 pressurizer surge line accident
2021 - SABUNDJIAN, GAIANE; PACHECO, RAFAEL R.; CONTI, THADEU das N.; LIMA, ANA C. de S.; SANCHES, ANDREA
Hybrid emergency power systems for research nuclear reactors
2021 - BELLONI, M.; CONTI, T.N.
Análise do acidente de perda de refrigerante primário devido a quebra da linha de surto do pressurizador da usina nuclear Angra 2
2020 - BORGES, EDUARDO M.; CONTI, THADEU das N.; SANCHES, ANDREA; SABUNDJIAN, GAIANE
O objetivo deste trabalho foi simular e avaliar com o código RELAP5 o acidente base de projeto de perda de refrigerante primário devido a uma ruptura média na linha de surto do pressurizador da usina nuclear Angra 2. Este acidente foi uma quebra do tipo guilhotina ou seja 100% na linha de surto do pressurizador, que representa uma ruptura de 437 cm². Nesta análise, verificou-se que as lógicas de atuação do Sistema de Proteção do Reator (SPR) e do Sistema de Resfriamento de Emergência do Núcleo (SREN) de Angra 2, utilizadas nesta simulação, funcionaram corretamente, mantendo a integridade do núcleo com as temperaturas do núcleo em níveis aceitáveis durante todo o evento. Os resultados obtidos foram satisfatórios, quando comparados com os apresentados no Relatório Final de Análise de Segurança de Angra 2 (FSAR/A2).
Estudo do reator nuclear de 4ª geração “Very High Temperature Reactor” – VHTR
2017 - KONIGAME, VIVIAN C.; CONTI, THADEU das N.
Como resultado do crescimento populacional e desenvolvimento da economia há uma demanda maior por energia, sendo necessário diversificar suas fontes de geração, sem causar aumento dos impactos negativos ao meio ambiente. Atualmente, há diversas fontes de geração de energia (combustíveis fósseis, renováveis, nuclear etc). A energia gerada por reatores nucleares é segura, e apresenta vantagens econômicas e ambientais e, por isso, está sendo considerada uma opção viável para geração de energia no futuro. Há diversas gerações de sistemas de reatores nucleares, sendo que no presente trabalho será estudado o reator de geração-IV, “Very-High-Temperature Reactor” (VHTR). O VHTR é um reator térmico, moderado a grafite, refrigerado a hélio, e com um ciclo aberto para o urânio. É seguro e eficiente na cogeração de hidrogênio e eletricidade, e pode reduzir a dependência das reservas de combustíveis fósseis, a emissão de gases nocivos ao meio ambiente e a poluição.
Analysis of materials for heat transport in tokamaks
2020 - BELLONI, MARCIO; CONTI, THADEU das N.
Every nuclear power reactor, whether of fusion or fission, is essentially a thermal system that generates electricity. In this sense, there are several problems in relation to this heat transport. The model of plasma confinement by magnetic force, in the nuclear fusion (sterellator and tokamak), has only been 20 years and recently some success in the quality of the generated plasma has been achieved. However, due to the large amount of energy coming from the plasma, the choice of the material that will carry the generated energy is quite troublesome, due to the need to handle a very high temperature for the nuclear fission standards. Solutions are explored by the scientific community to transport the energy generated in the case of the primary circuit, after exceeding breakeven temperature and models that are based on the fission reactors of the fourth generation and those currently in operation, to search for solutions regarding the transport of heat generated for the generation of electric energy. Several materials such as pressurized water, sodium, helium and boron have been considered and studied to form the primary heat transfer circuit for the exchanger. A thorough analysis of these materials is necessary. This research looked at some of these materials for heat transport and power generation. Lithium and helium were found to be the probable materials for conveying heat and cooling in the blanket. The results show that research on blanket materials needs more attention. The quality of these materials needs to be improved by material research, with the ODS EUROFER alloy and other research to reduce material erosion by helium nano bubbles. Plasma quality needs to be improved to keep constant and free of impurities when using lithium in liquid form.