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  • IPEN-DOC 07683

    BAPTISTA FILHO, B.D. ; TORRES, W.M. ; ALMEIDA, J.C. ; MACEDO, L.A. ; SANTOS, S.C.. A adequacao de um medidor de vazao magnetico para experimentos em circulacao natural. In: BRAZILIAN CONGRESS ON THERMAL ENGINEERING AND SCIENCES, 8th, Oct. 3-6, 2000, Porto Alegre, RS. 2000.

    Palavras-Chave: flowmeters; natural convection; flow rate; fluid flow; eccs; reactor cooling systems

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  • IPEN-DOC 13800

    CONCEICAO JUNIOR, OSMAR . Aplicacao da tecnica de analise de modos de falha e efeitos ao sistema de resfriamento de emergencia de uma instalacao nuclear experimental / Application of the failure modes and effects analysis technique to the emergency cooling system of an experimental nuclear power plant . 2009. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 95 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. DOI: 10.11606/D.85.2009.tde-29062009-092542

    Palavras-Chave: failure mode analysis; risk assessment; eccs; pwr type reactors; reactor protection systems; reactor accidents

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  • IPEN-DOC 14719

    CONCEICAO JUNIOR, OSMAR; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO . Aplicação da técnica de análise de modos de falha e efeitos ao sistema de resfriamento de emergência de uma instalação nuclear experimental. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 10, n. 3, p. 103-114, 2008.

    Palavras-Chave: eccs; risk assessment; failure mode analysis; nuclear power plants; experimental reactors; safety analysis; reliability

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  • IPEN-DOC 15278

    CONCEICAO JUNIOR, OSMAR; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO . Application of the failure modes and effects analysis technique to the emergency cooling system of an experimental nuclear power plant. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 9th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 16th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 1st, September 27 - October 2, 2009, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2009, 2009.

    Palavras-Chave: eccs; failure mode analysis; loss of coolant; reactor cores; reactor experimental facilities; reactor safety experiments; rhr systems

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  • IPEN-DOC 07030

    BAPTISTA FILHO, B.D. . Bypass lines to reduce reactor cooling-down rate during natural circulation emergency core cooling. In: INTERNATIONAL SEMINAR ON STATUS AND PROSPECTS FOR SMALL AND MEDIUM SIZED REACTORS, May 27-31, 2001, Cairo, Egypt. 2001.

    Palavras-Chave: reactor cooling systems; natural convection; eccs; temperature distribution; flow rate; bypasses; heat exchangers; pwr type reactors; reactors; thermal hydraulics

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  • IPEN-DOC 07528

    MACEDO, L.A. ; BAPTISTA FILHO, B.D. . Caracterizacao da bancada de circulacao natural de sistemas de resfriamento de emergencia em reatores navais e em reatores avancados. In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 7-11 ago, 2000, Natal, RN. Anais... Natal: UFRN, 2000, 2000.

    Palavras-Chave: natural convection; eccs; pwr type reactors; reactors; hydraulics

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  • IPEN-DOC 11575

    MACEDO, LUIZ A. ; BAPTISTA FILHO, BENEDITO D. . Circuito experimental com escoamento bifasico e com alta concentracao de nao-condensaveis para pesquisa e desenvolvimento de sistemas de resfriamento de emergencia de reatores nucleares avancados. In: BRAZILIAN CONGRESS OF THERMAL SCIENCES AND ENGINEERING, 11th, 5-8 Dec, 2006, Curitiba, PR. Anais... 2006.

    Palavras-Chave: natural convection; two-phase flow; heat exchangers; reactors; eccs; gas flow; condensation chambers

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  • IPEN-DOC 06579

    BAPTISTA FILHO, B.D. ; GONCALVES, I.M.P. ; ALMEIDA, J.C. ; MACEDO, L.A. ; SANTOS, S.C.. Circuito experimental para pesquisa de sistemas de resfriamento de emergencia de reatores avancados. In: 7o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 31 de agosto - 3 de setembro, 1999, Belo Horizonte, MG. 1999.

    Palavras-Chave: brazilian cnen; reactor safety experiments; temperature distribution; natural convection; primary coolant circuits; secondary coolant circuits; pwr type reactors; eccs

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  • IPEN-DOC 07286

    MACEDO, LUIZ A. . Controle de sistemas passivos de resfriamento de emergencia de reatores nucleares por meio de linhas de desvio. 2001. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 121 p. Orientador: Benedito Dias Baptista Filho. DOI: 10.11606/D.85.2001.tde-29052003-092313

    Abstract: Neste trabalho são apresentados resultados experimentais, de um circuito operando em circulação natural, que permitem analisar o comportamento de um sistema de resfriamento de emergência quando é aberta uma linha de desvio entre a fonte quente e a fonte fria. O trabalho tem ainda a importância de documentar os testes de caracterização hidráulica do circuito experimental, fornecendo inclusive os fatores de perda de pressão específicos para o circuito. Observou-se que, para uma mesma potência, quando é aberta a linha de desvio, a temperatura na saída da fonte quente aumenta substancialmente. Esse aumento ocorre porque a vazão através do aquecedor diminui. A vazão através do trocador de calor (fonte fria) aumenta ligeiramente, sendo sempre a soma das vazões na linha de desvio e no aquecedor. O trabalho mostra ainda que a posição de conexão da linha de desvio com a perna quente determina o sentido de escoamento, podendo ocorrer a inversão a partir de uma determinada cota. Para comprovar a possibilidade de simulação precisa dos experimentos foi ainda desenvolvido um modelo numérico das equações de conservação, utilizando o programa “Engineering Equation Solver” (EES). Esse modelo foi utilizado para reproduzir os experimentos de circulação natural pelo circuito externo.

    Palavras-Chave: eccs; pwr type reactors; natural convection; bypasses; fluid flow; heat transfer; temperature control

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  • IPEN-DOC 09353

    BAPTISTA FILHO, B.D. ; MACEDO, L.A. . Controle de sistemas passivos em circulacao natural por meio de linhas de desvio. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 4, n. 2, p. 150-155, 2002.

    Palavras-Chave: natural convection; bypasses; eccs; temperature control; numerical analysis; reactors

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  • IPEN-DOC 08710

    BAPTISTA FILHO, B.D. ; MACEDO, L.A. . Controle de sistemas passivos em circulacao natural por meio de linhas de desvio. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; NATIONAL MEETING OF REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 13th, Aug. 11-16, 2002, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Rio de Janeiro: ABEN, 2002, 2002.

    Palavras-Chave: natural convection; bypasses; eccs; temperature control; numerical analysis; reactors

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  • IPEN-DOC 03606

    TORRES, W.M. ; BAPTISTA FILHO, B.D. . Desenvolvimento de um sistema de resfriamento por aspersao para o reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. In: 6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 27 de outubro - 1 de novembro, 1996, Rio de Janeiro, RJ. 1996.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; eccs; spray cooling; nozzles; heat flux

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  • IPEN-DOC 06249

    TORRES, W.M. ; BAPTISTA FILHO, B.D. ; TING, D.K.S. . Development of an Emergency Core Cooling System for the converted IEA-R1m research reactor. In: 21st INTERNATIONAL MEETING ON REDUCED ENRICHMENT FOR RESEARCH AND TESTING REACTORS, October 18-23, 1998, Sao Paulo, SP. 1998.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; eccs; design; fabrication; installation; commissioning

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  • IPEN-DOC 14542

    HIRATA, DANIEL M. . Estimativa da frequencia de danos ao nucleo devido a perda de refrigerante primario e bloqueio de canal de refrigeracao do reator de pesquisas IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP - APS nivel 1 / Estimative of core damage frequency in IPEN´s IEA-R1 research reactor (PSA level 1) due to the initiating event of loss of coolant caused by large rupture in the pipe of the primary circuit . 2009. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 105 p. Orientador: Gaiane Sabundjian. DOI: 10.11606/D.85.2009.tde-02032010-081459

    Abstract: Neste trabalho é aplicada a metodologia da Análise Probabilística de Segurança nível 1 ao reator IEA-R1. Inicialmente são descritos os eventos iniciadores de acidentes identificados no reator para duas categorias: perda de vazão e perda de refrigerante primário. Dentre eles foram escolhidos dois eventos iniciadores para análise mais detalhada do acidente e obtenção da estimativa da freqüência de danos ao núcleo devido a sua ocorrência. Foram selecionados os seguintes eventos iniciadores: bloqueio de canal de refrigeração (maior probabilidade) e perda de refrigerante por grande ruptura da tubulação do circuito primário (maiores consequências). Para modelar a evolução do acidente a partir da ocorrência do evento iniciador e da atuação ou não dos sistemas de segurança utilizou-se Árvore de Eventos. Através de Árvore de Falhas, também foi avaliada a confiabilidade dos seguintes sistemas: sistema de desligamento do reator, isolamento da piscina, sistema de resfriamento de emergência (SRE) e sistema elétrico. Como resultados foram obtidas as estimativas das frequências de danos ao núcleo do reator e as probabilidades de falha dos sistemas analisados. As freqüências de danos ao núcleo mostraram-se dentro das margens esperadas, sendo da mesma ordem de grandeza que os encontrados para reatores similares. As confiabilidades dos sistemas de desligamento do reator, de isolamento da piscina e do SRE foram satisfatórias para as condições em que estes sistemas foram exigidos. Todavia, para o sistema elétrico seria recomendável uma análise para verificar a possibilidade de modernização a fim de aumentar a sua confiabilidade.

    Palavras-Chave: probabilistic estimation; risk assessment; safety analysis; eccs; fault tree analysis; loss of coolant; primary coolant circuits; pipes; reactor cores; iear-1 reactor; accidents

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  • IPEN-DOC 15279

    HIRATA, DANIEL M.; SABUNDJIAN, GAIANE ; CABRAL, EDUARDO L.L. . Estimative of core damage frequency in IPEN'S IEA-R1 research reactor due to the initiating event of loss of coolant clauded by large rupture in the pipe of the primary circuit. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 9th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 16th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 1st, September 27 - October 2, 2009, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2009, 2009.

    Palavras-Chave: eccs; fault tree analysis; iear-1 reactor; loss of coolant; numerical data; pipes; primary coolant circuits; probability; reactor cores; reliability; ruptures; safety analysis

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  • IPEN-DOC 17033

    HIRATA, DANIEL M.; SABUNDJIAN, GAIANE . Estimative of core damage frequency in IPEN's IEA-R1 research reactor due to the initiating events of loss of low caused by channel blockage and loss of coolant caused by large rupture in the pipe of the primary circuit - PSA level 1. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd, October 24-28, 2011, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2011, 2011.

    Palavras-Chave: damage; depressurization systems; deterministic estimation; fault tree analysis; flow blockage; iear-1 reactor; loss of coolant; loss of flow; nuclear damage; pipes; primary coolant circuits; probabilistic estimation; reactor operation; reactor shutdown; risk assessment; safety analysis; safety injection; eccs

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  • IPEN-DOC 06601

    TORRES, W.M. ; BAPTISTA FILHO, B.D. ; TING, D.K.S. . Estudo experimental de distribuicao de vazao do sistema de resfriamento de emergencia do reator IEA-R1m do IPEN-CNEN/SP. In: 7o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 31 de agosto - 3 de setembro, 1999, Belo Horizonte, MG. 1999.

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

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  • IPEN-DOC 07529

    TORRES, W.M. ; BAPTISTA FILHO, B.D. . Experimento de resfriamento do nucleo do reator IEA-R1 por conveccao do ar apos acidente de esvaziamento da piscina. In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 7-11 ago, 2000, Natal, RN. Anais... Natal: UFRN, 2000, 2000.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; reactor safety experiments; eccs; natural convection; loss of coolant; temperature distribution; temperature range 0400-1000 k; reactor safety

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  • IPEN-DOC 21060

    BORGES, EDUARDO M. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Flow regimes and heat transfer modes identification in ANGRA 2 core, during small break in the primary loop with area of 100 cmsup(2), simulated with RELAP5 code. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 12th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 19th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 4th, October 4-9, 2015, São Paulo, SP. Proceedings... 2015.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; loss of coolant; reactor accidents; eccs; heat transfer; r codes

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  • IPEN-DOC 08550

    TORRES, W.M. ; BAPTISTA FILHO, B.D. ; TING, D.K.S. . Loss of coolant accidents in pool type research reactors - lessons learned with IEA-R1 upgrade. In: TECHNICAL MEETING ON SAFETY ANALYSIS FOR RESEARCH REACTORS, June 3-7, 2002, Vienna, Austria. 2002.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; loss of coolant; simulation; eccs; design; construction; commissioning

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Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

Tipo de publicação: Texto completo de evento

Ano de publicação: 2015

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2. A experiência do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) na criação de um Repositório Digital Institucional – RDI, clique aqui.