Navegação IPEN por assunto "eccs"

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  • IPEN-DOC 07045

    BAPTISTA FILHO, B.D. ; CABRAL, E.L.L. . Um novo conceito de redes neurais artificiais para controle de sistemas de reatores nucleares. In: BRAZILIAN CONFERENCE ON NEURAL NETWORKS, 5th, CONGRESSO BRASILEIRO DE REDES NEURAIS, Apr. 2-5, 2001, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... 2001. p. 283-288.

    Palavras-Chave: reactor control systems; neural networks; reactor cooling systems; natural convection; eccs; computerized simulation; temperature control; disturbances; artificial intelligence

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  • IPEN-DOC 10651

    ANDRADE, D.A. ; SABUNDJIAN, G. ; UMBEHAUN, P.E. ; TORRES, W.M. . Simulacao de acidentes tipo LOCA em Angra 2 com o codigo RELAP5/MOD3.2. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA E REATORES THERMAL HIDRAULICA, 14th, ago. 28 - set. 2, 2005, Santos, SP. Anais... Sao Paulo: ABEN, 2005, 2005.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; computerized simulation; eccs; experimental data; loss of coolant; primary coolant circuits; r codes; reactor cores; temperature dependence; thermal hydraulics; time dependence; transients

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  • IPEN-DOC 09886

    ANDRADE, D.A. ; SABUNDJIAN, G. . Simulacao de um acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura para Angra 2 com o codigo RELAP3/Mod3.2.2g. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON RESEARCH REACTORS UTILIZATION, SAFETY, DECOMMISSIONING, FUEL AND WASTE MANAGEMEN, 2003, Santiago, Chile. 2003.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; loss of coolant; accidents; ruptures; simulation; r codes; eccs

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  • IPEN-DOC 09327

    SABUNDJIAN, G. ; ANDRADE, D.A. . Simulacao de um acidente postulado de perda de refrigerante primario por pequena ruptura na Usina Angra-2 com o codigo RELAP 5/MOD3.2.2g. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 4, n. 2, p. 258-264, 2002.

    Palavras-Chave: reactor accidents; loss of coolant; eccs; computerized simulation; r codes; angra-2 reactor; reactor safety

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  • IPEN-DOC 08669

    SABUNDJIAN, G. ; ANDRADE, D.A. . Simulacao de um acidente postulado de perda de refrigerante primario por pequena ruptura na Usina Angra-2 com o codigo RELAP 5/MOD3.2.2g. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; NATIONAL MEETING OF REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 13th; NATIONAL MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 6th, Aug. 11-16, 2002, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Rio de Janeiro , RJ: ABEN 2002, 2002.

    Palavras-Chave: reactor accidents; loss of coolant; eccs; computerized simulation; r codes; risk assessment; reactor cores; safety analysis; primary coolant circuits; angra-2 reactor; reactor safety; transients

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  • IPEN-DOC 10054

    MACEDO, L.A. ; BAPTISTA FILHO, B.D. ; SABUNDJIAN, G. . Simulacao de um transitorio com escoamento monofasico em circulacao natural usando os programas 'Engineering Equation Solver' (EES) e RELAP5/MOD3.2. In: BRAZILIAN CONGRESS OF THERMAL SCIENCES AND ENGINEERING, 10th, Nov. 29 - Dec. 3, 2004, Rio de Janeiro. Proceedings... 2004.

    Palavras-Chave: natural convection; reactors; e codes; flow rate; hydraulics; mathematical models; reactor safety; eccs

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  • IPEN-DOC 22757

    LEE, SEUNG M. . Simulação de cenários de acidentes severos: quebra da perna quente do sistema de injeção de emergência (S5) da Usina Angra 2 pelo código MELCOR a partir do conjunto de dados de entrada apresentados pela Areva. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Dezembro, 2016. (IPEN-CEN-PSE-DRS-010-00-RELT-001-00). Restrito.

    Título do projeto: BR3.01/12

    Palavras-Chave: simulation; accidents; angra-2 reactor; m codes; eccs; safety injection

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  • IPEN-DOC 22755

    LEE, SEUNG M. . Simulação de cenários de acidentes severos: quebra da perna quente do sistema de injeção de emergência e falha de isolamento no sistema de fornecimento de ar fresco à contenção (S5_KA) da Usina Angra 2 pelo código MELCOR a partir do conjunto de dados de entrada apresentados pela Areva. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Dezembro, 2016. (IPEN-CEN-PSE-DRS-010-00-RELT-003-00). Restrito.

    Título do projeto: BR3.01/12

    Palavras-Chave: accidents; simulation; angra-2 reactor; m codes; failures; eccs

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  • IPEN-DOC 22756

    LEE, SEUNG M. . Simulação de cenários de acidentes severos: quebra da perna quente do sistema de injeção de emergência e vazamento de 40 cm2 na contenção (S5_FL40) da Usina Angra 2 pelo código MELCOR a partir do conjunto de dados de entrada apresentados pela Areva. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Dezembro, 2016. (IPEN-CEN-PSE-DRS-010-00-RELT-002-00). Restrito.

    Título do projeto: BR3.01/12

    Palavras-Chave: simulation; accidents; angra-2 reactor; m codes; eccs

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  • IPEN-DOC 25067

    BORGES, EDUARDO M. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; CONTI, THADEU das N. ; BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; GUIMARAES, LAMARTINE N.F.. Simulação de um SBLOCA em Angra 2 com o RELAP5 / RELAP5 simulation of the SBLOCA in Angra 2. Ciência, Tecnologia & Ambiente, v. 7, n. 1, 2018. DOI: 10.4322/2359-6643.07102

    Abstract: 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).

    Palavras-Chave: reactors; loss of coolant; primary coolant circuits; safety analysis; eccs; angra-2 reactor; safety

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  • IPEN-DOC 21587

    LEE, SEUNG M. . Simulação dos cenários de acidentes severos: quebra da perna quente do sistema de injeção de emergências (S5) de usina Angra 2 pelo código MELCOR a partir do conjunto de dados de entrada apresentados pela Areva. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, janeiro, 2016. (IPEN-CEN-ENS-CPG-225-00-RELT-001-00). Restrito.

    Título do projeto: BR3.01/12

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; accidents; simulation; electron beam injection; eccs

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  • IPEN-DOC 26504

    LEE, S.M. ; LAPA, N.S.; SABUNDJIAN, G. . Simulation of a severe accident at a typical PWR due to break of a hot leg ECCS injection line using MELCOR code. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 7, n. 2B, p. 1-13, 2019. DOI: 10.15392/bjrs.v7i2B.682

    Abstract: The aim of this work was to simulate a severe accident at a typical PWR, initiated with a break in Emergency Core Cooling System line of a hot leg, using the MELCOR code. The model of this typical PWR was elaborated by the Global Research for Safety and provided to the CNEN for independent analysis of the severe accidents at Angra 2, which is similar to this typical PWR. Although both of them are not identical, the results obtained of that typical PWR may be valuable because of the lack of officially published simulation of severe accident at Angra 2. Relevant parameters such as pressure, temperature and water level in various control volumes, after the break at the hot leg, were calculated as well as degree of core degradation and hydrogen production within the containment. The result obtained in this work could be considered satisfactory in the sense that the physical phenomena reproduced by the simulation were in general very reasonable, and most of the events occurred within acceptable time intervals. However, the uncertainty analysis was not carried out in this work. Furthermore, this scenario could be used as a base for the study of the effectiveness of some preventive or/and mitigating measures of Severe Accident Management by implementing each measure in this model.

    Palavras-Chave: gesellschaft fuer anlagen- und reaktorsicherheit; lbloca; m codes; pwr type reactors; reactor cores; boundary conditions; brazilian cnen; eccs; computerized simulation

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  • IPEN-DOC 26381

    BORGES, EDUARDO M. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Small break loss of coolant accident of 200 cm² in cold leg of primary loop of ANGRA 2 nuclear power reactor evaluation. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5479-5490.

    Abstract: The aim of this paper is evaluated the consequences to ANGRA 2 nuclear power reactor and to identify the flow regimes, the heat transfer modes, and the correlations used by RELAP5/MOD3.2.gama code in ANGRA 2 during the Small-Break Loss-of-Coolant Accident (SBLOCA) with a 200cm2 of rupture area in the cold leg of primary loop. The Chapter 15 of the Final Safety Analysis Report of ANGRA 2 (FSAR-A2) reports this specific kind of accident. The results from this work demonstrated the several flow regimes and heat transfer modes that can be present in the core of ANGRA 2 during the postulated accident. The results obtained for ANGRA 2 nuclear reactor core during the postulated accident were satisfactory when compared with the FSAR-A2. Additionally, the results showed the correct actuation of the ECCS guaranteeing the integrity of the reactor core.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; cladding; eccs; heat transfer; primary coolant circuits; reactor accident simulation; reactor cores; sbloca; steady-state conditions; two-phase flow; void fraction

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  • IPEN-DOC 01133

    BASSEL, W.S. ; DIAZ DIEGUEZ, J.A. . Tensoes termicas no vaso de pressao de um reator tipo PWR. In: 6. CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA MECANICA, 15-18 dez, 1981, Rio de Janeiro, RJ, Brasil. Anais... 1981.

    Palavras-Chave: cooling; eccs; mathematical models; pressure vessels; pwr type reactors; spatial distribution; thermal stresses

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  • IPEN-DOC 06396

    TORRES, W.M. ; BAPTISTA FILHO, B.D. ; TING, D.K.S. . The design and experimental validation of an emergency core cooling system for a pool type research reactor. Annals of Nuclear Energy, v. 26, n. 8, p. 709-728, 1999.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; after-heat; eccs; spray cooling; research reactors; eccs; core spray systems; validation

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  • IPEN-DOC 07116

    OLIVEIRA, P.S.P. ; VIEIRA NETO, A.S. ; SAUER, M.E.L.J. . The experience of IPEN-CNEN/SP in the Probabilistic Safety Assessment Regulatory Review for ANGRA I Brazilian Nuclear Power Plant. In: IAEA TECHNICAL COMMITTEE MEETING ON 'QUALITY AND CONSISTENCY OF PSA'S', May 28 - June 1, 2001, Vienna, Austria. 2001.

    Palavras-Chave: angra-1 reactor; probabilistic estimation; safety analysis; regulatory guides; reactor safety; risk assessment; failure mode analysis; data analysis; eccs; safety reports; brazilian cnen

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  • IPEN-DOC 24804

    UMBEHAUN, PEDRO E. ; TORRES, WALMIR M. ; SOUZA, JOSE A.B. ; YAMAGUCHI, MITSUO ; SILVA, ANTONIO T. e ; MESQUITA, ROBERTO N. de ; SCURO, NIKOLAS L. ; ANDRADE, DELVONEI A. de . Thermal hydraulic analysis improvement for the IEA-R1 research reactor and fuel assembly design modification. World Journal of Nuclear Science and Technology, v. 8, n. 2, p. 54-69, 2018. DOI: 10.4236/wjnst.2018.82006

    Abstract: This paper presents the sequence of activities to improve the thermal hydraulic analysis of the IEA-R1 research reactor to operate in safe conditions after power upgrade from 2 to 5 MW and core size reduction from 30 to 24 fuel assemblies. A realistic analysis needs the knowledge of the actual operation conditions (heat flow, flow rates) beyond the geometric data and the uncertainties associated with manufacturing and measures. A dummy fuel assembly was designed and constructed to measure the actual flow rate through the core fuel assemblies and its pressure drop. First results showed that the flow distribution over the core is nearly uniform. Nevertheless, the values are below than the calculated ones and the core bypass flow rate is greater than those estimated previously. Based on this, several activities were performed to identify and reduce the bypass flow, such as reduction of the flow rate through the sample irradiators, closing some unnecessary secondary holes on the matrix plate, improvement in the primary flow rate system and better fit of the core components on the matrix plate. A sub-aquatic visual system was used as an important tool to detect some bypass flow path. After these modifications, the fuel assemblies flow rate increased about 13%. Additional tests using the dummy fuel assembly were carried out to measure the internal flow distribution among the rectangular channels. The results showed that the flow rate through the outer channels is 10% - 15% lower than the internal ones. The flow rate in the channel formed between two adjacent fuel assemblies is an estimated parameter and it is difficult to measure because this is an open channel. A new thermal hydraulic analysis of the outermost plates of the fuel assemblies takes into account all this information. Then, a fuel design modification was proposed with the reduction of 50% in the uranium quantity in the outermost fuel plates. In order to avoid the oxidation of the outermost plates by high temperature, low flow rate, a reduction of 50% in the uranium density in the same ones was shown to be adequate to solve the problem.

    Palavras-Chave: thermal hydraulics; reactors; research reactors; uranium; fuel assemblies; iear-1 reactor; flow rate; loss of coolant; materials testing reactors; eccs

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  • IPEN-DOC 25153

    BORGES, EDUARDO M. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; DAURIA, FRANCESCO; PETRUZZI, ALESSANDRO. Uncertainty calculation in small break LOCA in the emergency core cooling system connected to the hot leg of Angra 2 nuclear power plant. International Journal of Nuclear Energy Science and Technology, v. 12, n. 2, p. 139-160, 2018.

    Abstract: Owing to the occurrence of nuclear accidents, worldwide nuclear regulatory organisations included the analysis of accidents considered as design basis accidents – Loss of Coolant Accident (large and small-break, LBLOCA or SBLOCA) – in the safety analysis reports of nuclear facilities. In Brazil, the tool selected by the licensing authority, Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), is RELAP5 Code. The aim of this paper is the evaluation of the performance of the Emergency Core Cooling System (ECCS) of Angra 2 nuclear reactor during SBLOCA. In this study, the RELAP5 code and the Code Internal Assessment of Uncertainty (CIAU) were used to simulate and analyse the uncertainties of the results. The postulated accident is the SBLOCA in the hot leg connected to the ECCS described in the Final Safety Analysis Report of Angra 2 (FSAR/A2). The results from this study were satisfactory when compared with the FSAR/A2.

    Palavras-Chave: reactor safety; regulations; power reactors; international regulations; loss of coolant; sbloca; lbloca; computer codes; radiation protection; eccs; safety analysis; risk assessment; angra-2 reactor

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Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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Ano de publicação: 2015

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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.