THADEU DAS NEVES CONTI

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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  • Artigo IPEN-doc 25067
    Simulação de um SBLOCA em Angra 2 com o RELAP5
    2018 - BORGES, EDUARDO M.; SABUNDJIAN, GAIANE; CONTI, THADEU das N.; BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; GUIMARAES, LAMARTINE N.F.
    O objetivo deste trabalho foi simular e avaliar o acidente básico de projeto de perda de refrigerante por pequena ruptura de 50 cm2 na perna fria do circuito primário da usina nuclear Angra 2. Nesta simulação, 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 temperaturas aceitáveis durante todo o evento. Os resultados obtidos foram satisfatórios quando comparados com os apresentados pelo Relatório Final de Análise de Segurança de Angra 2 (FSAR/A2).
  • Artigo IPEN-doc 23030
    Simulação do acidente de perda de refrigerante na linha do sistema de resfriamento de emergência do núcleo conectada à perna fria do circuito primário de ANGRA 2
    2016 - BORGES, EDUARDO M.; CONTI, THADEU das N.; SABUNDJIAN, GAIANE
    Devido a ocorrência de acidentes nucleares, organizações reguladoras nucleares mundiais incluiram a análise de acidentes considerados como acidentes base de projeto – Perda de Refrigerane Primario grande ou pequenas-rupturas (Losso of Coolant Accident - LOCA) e incluí-los nos relatórios de análise de segurança de instalações nucleares. No Brasil, a ferramenta selecionada pela autoridade de licenciamento, Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), é a o código RELAP5. Este trabalho tem por objetivos simular e avaliar o acidente postulado de perda de refrigerante na linha do Sistema de Resfriamento de Emergência do Núcleo, que está conectada à perna fria do circuito primário da usina nuclear ANGRA 2. A área da ruptura é de 380 cm2 que é considerado um acidente de perda de refrigerante por pequena ruptura, conhecido como Small Break Loss of Coolant Accident (SBLOCA), que é descrito no Capítulo 15 do Relatório de Final de Análise de Segurança de ANGRA 2 – RFAS/A2. A metodologia utilizada para para atingir os objetivos deste trabalho é a simulação do acidente proposto com o código RELAP5, que é um programa com filosofia best estimate. As condições iniciais e de contorno adotadas na simulação são as mesmas mencionadas no RFAS/A2 e que são descritas no trabalho. Os resultados obtidos mostraram que o Sistema de Proteção do Reator e o Sistema de Resfriamento de Emergência do Núcleo de ANGRA 2 atuaram corretamente durante o evento simulado, mantendo a integridade do núcleo com temperaturas bem abaixo do valor limite (1200°C). Os resultados obtidos durante o acidente podem ser considerados satisfatórios, quando comparados aos dados apresentados no Relatório de Final de Análise de Segurança de ANGRA 2.