ANA CECILIA DE SOUZA LIMA
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Relatório IPEN-doc 28644 Análise de viabilidade do emprego de Reatores Modulares Pequenos (Small Modular Reactors – SMR) no Brasil2022 - LIMA, ANA C. de S.; CABRAL, EDUARDO L.L.; SABUNDJIAN, GAIANE; TERREMOTO, LUIS A.A.; ROCHA, MARCELO da S.Este trabalho apresenta uma análise SWOT sobre os Reatores Modulares Pequenos (Small Modular Reactor- SMR), a fim de avaliar a viabilidade de implantação desses reatores nucleares no Brasil. A análie PESTLA foi utilizada como coadjuvante da análise SWOT servindo para auxiliar na categorização dos fatores considerados de maior relevância no sentido de possibilitar um melhor entendimento das condições de contorno relativas à implantação dos SMRs no Brasil. A análise PESTLA, envolve um estudo dos aspectos Tecnológico, Ambiental, Político, Social (Recursos Humanos/Infraestrutura), Econômico e Legal. As análises SWOT e PESTLA consideraram diversos aspectos no âmbito da instituição governamental responsável pela orientação e planejamento do programa nuclear brasileiro, a CNEN, que através de suas unidades desenvolve atividades de pesquisa e formação especializada na área nuclear. A metodologia adotada neste estudo selecionou os pontos positivos e negativos tanto da instituição quanto dos SMRs. Os reaotres modulares descritos neste trabalho são do tipo Pressurized Water Reactor (PWR) e que se encontram em estágio avançado de desenvolvimento, são eles: CAREM, KLT-40S, SMART e NuScale. O estudo realizado neste documento possibilitará a tomada de decisão sobre a utilização de SMRs no Brasil.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 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.