Navegação IPEN por assunto "safety engineering"

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  • IPEN-DOC 26500

    SILVA, ISRAEL G.F. da . Avaliação do desempenho de diferentes materiais de tubulação para aplicação do Leak-Before-Break (LBB) / Performance evaluation of different piping materials for application of Leak-Before-Break (LBB) . 2019. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 65 p. Orientador: Waldemar Alfredo Monteiro. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-03072019-152331

    Abstract: Fundamentado na mecânica da fratura, o conceito do Leak-Before-Break (LBB) "Vazamento Antes da Falha" considera que um vazamento proveniente de uma trinca pode ser detectado antes de alcançar um tamanho crítico que implique na falha da tubulação, ou seja, a análise do LBB demostra através de uma justificativa técnica que a probabilidade de ruptura da tubulação é extremamente baixa. Dentre os aspectos que envolvem a aplicação do LBB, os principais são: a definição das propriedades do material, que são extraídos através de ensaios à tração e à fratura; a análise do vazamento, que determina a taxa de vazamento devido à presença de uma trinca passante; e a análise que verifica se a trinca é estável considerando os modos de falha por rasgamento dúctil e por colapso plástico. Os materiais SA-508 Cl. 3, SA-106 Gr. B e SA-376-TP304 foram avaliados quanto aos seus desempenhos para o LBB. Utilizaram-se dados extraídos de casos da literatura para as propriedades dos materiais, e para a geometria e carregamentos da tubulação, todos correspondentes ao circuito primário de um reator PWR. Após aplicação do LBB, constatou-se que todos os três materiais atenderam os limites do estabelecidos na metodologia. Verificou-se que os materiais SA-508 Cl. 3 e SA-376-TP304 mostraram o melhor desempenho para falha por rasgamento dúctil e falha por colapso plástico, respectivamente, e o material SA-106 Gr. B teve o menor desempenho em ambos. Todos os três materiais apresentaram o colapso plástico como modo de falha mais provável. De uma forma generalizada, o material SA-376-TP304 obteve o melhor desempenho para o LBB dentre os três materiais avaliados neste trabalho.

    Palavras-Chave: safety engineering; reactor safety; pressure vessels; pipes; radioactivity transport; gases; oils; reactor control systems

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  • IPEN-DOC 25644

    GARCIA, RAFAEL H.L. . Caracterização e quantificação de fases em ligas de urânio-silício para aplicação como combustível nuclear / Characterization and quantification of crystalline phases of uranium-silicon alloys for nuclear fuel . 2019. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 203 p. Orientador: Nelson Batista de Lima. Coorientador: Adonis Marcelo Saliba Silva. DOI: 10.11606/T.85.2019.tde-07032019-090637

    Abstract: A segurança da operação de reatores nucleares depende dos materiais envolvidos em sua construção, pois são submetidos a variações de temperaturas em ambiente corrosivo e avarias causadas por partículas de alta energia. O combustível, que proporciona energia para o reator, possui vida útil muito menor, mas é submetido às mesmas condições. Dentre as ligas de urânio, o U3Si2 é bastante utilizado em reatores de pesquisa, dada a elevada densidade de urânio, boa condutividade térmica e resistência à amorfização induzida por radiação, ao inchamento e à propagação de trincas. Porém, no processo de fabricação da liga U-Si geralmente são formadas duas ou mais fases cristalinas, com comportamentos distintos sob irradiação. Por esse motivo, a especificação do pó de siliceto de urânio utilizado no reator IEA-R1 do IPEN, e do RMB (Reator Multipropósito Brasileiro) é de, pelo menos, 80% em massa de U3Si2. No entanto, as técnicas de caracterização atualmente utilizadas no controle de qualidade não permitem quantificar as fases cristalinas diretamente. Assim, esse trabalho propõe a utilização da difração de raios X (DRX), alinhada a refinamento pelo método de Rietveld para caracterização do pó de siliceto. Para tal, foram produzidas ligas de urânio contendo 33 a 67 mol% de silício, e técnicas de moagem e ajustes de refinamento foram testados. O método desenvolvido inclui cominuição em moinho vibratório e DRX com refinamento automatizado dos dados, permitindo a quantificação das fases cristalinas de maneira confiável, rápida e com mínima interferência do operador. Os resultados obtidos foram corroborados com os de técnicas como análise de imagem obtida por microscópio eletrônica de varredura (MEV), densidade e análises elementares de U e Si.

    Palavras-Chave: alloy nuclear fuels; uranium silicates; uranium compounds; crystal-phase transformations; environmental engineering; safety engineering; reactor control systems; rmb reactor; x-ray diffraction; scanning electron microscopy; nuclear structure; specificity; iear-1 reactor

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  • IPEN-DOC 25458

    PACHECO, RAFAEL R. . Desenvolvimento de modelos analítico e numérico associados ao fenômeno de condensação por contato direto em tanque de alívio de reator PWR / Development of analytical and numerical models associated to the condensation phenomenon by direct contact in PWR reactor relief tank . 2018. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 97 p. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. DOI: 10.11606/T.85.2018.tde-23102018-160457

    Abstract: O fenômeno de injeção de vapor em tanques de alívio é de relevância no projeto de reatores de água leve, sejam eles do tipo reator de água pressurizada (PWR) ou reator de água fervente (BWR). Este fenômeno permite a rápida absorção do vapor injetado em massa de água, por meio de sua condensação, uma vez que este vapor pode conter contaminantes químicos ou radiológicos que não permitem o seu descarte diretamente no ambiente. Desta forma, facilita-se a coleta do vapor produzido por descarga de vapor da água do resfriamento do reator, radiologicamente contaminada, e evita-se o que projeto de dispositivos e equipamentos necessite considerar a elevada pressão do vapor. A rapidez com que se dá a condensação é fruto de processos físicos que ocorrem na interface de vapor e água e que ainda não possuem modelo analítico e numérico definido. Em 1972 um modelo semi-empírico foi proposto, o qual, desde então, vem evoluindo. Não obstante, até o presente momento, não há modelo definitivo que se proponha a abranger toda extensão das condições experimentais. Estes modelos são fortemente dependentes do fluxo de massa que atravessa a interface de vapor e água, entretanto, até a presente data, não há expressão que determine este fluxo de massa, de tal forma que o valor de 275 Kg/m2/s vem sendo assumido como "representativo da ordem de grandeza do fenômeno" até o presente momento. Neste trabalho, é proposto um método de cálculo analítico do fluxo de massa, considerando-se como premissa a isentropia da injeção, e o desenvolvimento da 1ª e 2ª leis da Termodinâmica. Ainda, o fenômeno é analisado experimentalmente, por meio da análise dos dados produzidos no experimento do Circuito Termo Hidráulico de 150 bar (Loop 150), realizado nas dependências do CENTRO TECNOLÓGICO DA MARINHA EM SÃO PAULO. Por fim, um modelo numérico em software comercial foi desenvolvido para complementar a análise. Os resultados obtidos comprovam que a formulação isentrópica do fluxo de massa corrige de maneira satisfatória o fluxo de massa constante utilizado até então nos modelos semi-empíricos. Tal comprovação se deu através de análise numérica e da confrontação com dados experimentais obtidos na literatura.

    Palavras-Chave: bwr type reactors; pwr type reactors; analytical solution; numerical solution; finite element method; mathematical models; turbulence; heat transfer; isentropic processes; vapor condensation; relief valves; reactor protection systems; reactor safety; safety engineering; systems analysis

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  • IPEN-DOC 26568

    MENZEL, SILVIO C. . Especificação de serviços e materiais – adequação das instalações elétricas – Prédio/Laboratório Van Der Graaf – Bancada do dispositivo de fusão nuclear – CRPQ – Projeto Básico. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Outubro, 2019. , Parte 2 (IPEN-CEN-P&D-CEN-039-00-RELT-002-00). Restrito.

    Título do projeto: Reator de Fusão Nuclear com Confinamento Eletrostático Assistido por Campo Magnético

    Abstract: Apresentar as modificações necessárias para adequação das instalações elétricas de alimentação e distribuição do Prédio/Laboratório Van Der Graaf para a implantação da Bancada do Dispositivo de Fusão Nuclear em área específica do Centro do Reator de Pesquisa, CRPQ, dentro da área do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN, localizado na Av. Professor Lineu Prestes, 2.242, Portaria Sul, Butantã, na Cidade Universitária "Armando de Salles Oliveira”, CEP 05508- 000, Cidade de São Paulo – SP.

    Palavras-Chave: specifications; electrical equipment; installation; thermonuclear reactions; electrical engineering; standardization; energy sources; electric charges; electric conductors; electric conductivity; safety engineering; routing

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  • IPEN-DOC 26567

    MENZEL, SILVIO C. . Especificação de serviços e materiais – adequação das instalações elétricas – Prédio/Laboratório Van Der Graaf – Bancada do dispositivo de fusão nuclear – CRPQ – Projeto Básico. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Outubro, 2019. , Parte 1 (IPEN-CEN-P&D-CEN-039-00-RELT-002-00). Restrito.

    Título do projeto: Reator de Fusão Nuclear com Confinamento Eletrostático Assistido por Campo Magnético

    Abstract: Apresentar as modificações necessárias para adequação das instalações elétricas de alimentação e distribuição do Prédio/Laboratório Van Der Graaf para a implantação da Bancada do Dispositivo de Fusão Nuclear em área específica do Centro do Reator de Pesquisa, CRPQ, dentro da área do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN, localizado na Av. Professor Lineu Prestes, 2.242, Portaria Sul, Butantã, na Cidade Universitária "Armando de Salles Oliveira”, CEP 05508- 000, Cidade de São Paulo – SP.

    Palavras-Chave: specifications; electrical equipment; installation; thermonuclear reactions; electrical engineering; standardization; energy sources; electric charges; electric conductors; electric conductivity; safety engineering

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  • IPEN-DOC 26569

    MENZEL, SILVIO C. . Especificação de serviços e materiais – adequação das instalações elétricas – Prédio/Laboratório Van Der Graaf – Bancada do dispositivo de fusão nuclear – CRPQ – Projeto Básico. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Outubro, 2019. , Parte 3 (IPEN-CEN-P&D-CEN-039-00-RELT-002-00). Restrito.

    Título do projeto: Reator de Fusão Nuclear com Confinamento Eletrostático Assistido por Campo Magnético

    Abstract: Apresentar as modificações necessárias para adequação das instalações elétricas de alimentação e distribuição do Prédio/Laboratório Van Der Graaf para a implantação da Bancada do Dispositivo de Fusão Nuclear em área específica do Centro do Reator de Pesquisa, CRPQ, dentro da área do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN, localizado na Av. Professor Lineu Prestes, 2.242, Portaria Sul, Butantã, na Cidade Universitária "Armando de Salles Oliveira”, CEP 05508- 000, Cidade de São Paulo – SP.

    Palavras-Chave: specifications; electrical equipment; installation; thermonuclear reactions; electrical engineering; standardization; energy sources; electric charges; electric conductors; electric conductivity; safety engineering; diagrams; electrochemical machining

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  • IPEN-DOC 06828

    VIEIRA NETO, A.S. . Metodologia de analise quantitativa de riscos aplicada a incendios. In: CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA DE INCENDIO, 9., 23-25 ago, 2000, Sao Paulo, SP. 2000.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; reactor cores; fires; fire hazards; risk assessment; safety analysis; probabilistic estimation; safety engineering

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  • IPEN-DOC 05868

    MATTAR NETO, M. . Seismic qualification tests of a nuclear power installation isolation valve. In: 13th INTERNATIONAL CONFERENCE ON STRUCTURAL MECHANICS IN REACTOR TECHNOLOGY, August 13-18, 1995, Porto Alegre, RS. 1995. p. 393-397.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; design; seismic effects; valves; safety engineering; reactor operation

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  • IPEN-DOC 01142

    HUKAI, R.Y.; DELLA SANTINA, M.; KIKUCHI, C.; TING, D.K.S. . The concept of exclusion area and its application to simultaneous accidents at multiple-reactor sites. In: WINTER MEETING OF THE AMERICAN NUCLEAR SOCIETY, Nov. 14-19, 1976, Washington, D.C. 1976. p. 324-5.

    Palavras-Chave: planning; reactor accidents; reactor safety; reactor sites; safety engineering

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Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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Ano de publicação: 2015

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O gerenciamento do Repositório está a cargo da Biblioteca do IPEN. Constam neste RI, até o presente momento 20.950 itens que tanto podem ser artigos de periódicos ou de eventos nacionais e internacionais, dissertações e teses, livros, capítulo de livros e relatórios técnicos. Para participar do RI-IPEN é necessário que pelo menos um dos autores tenha vínculo acadêmico ou funcional com o Instituto. Nesta primeira etapa de funcionamento do RI, a coleta das publicações é realizada periodicamente pela equipe da Biblioteca do IPEN, extraindo os dados das bases internacionais tais como a Web of Science, Scopus, INIS, SciElo além de verificar o Currículo Lattes. O RI-IPEN apresenta também um aspecto inovador no seu funcionamento. Por meio de metadados específicos ele está vinculado ao sistema de gerenciamento das atividades do Plano Diretor anual do IPEN (SIGEPI). Com o objetivo de fornecer dados numéricos para a elaboração dos indicadores da Produção Cientifica Institucional, disponibiliza uma tabela estatística registrando em tempo real a inserção de novos itens. Foi criado um metadado que contém um número único para cada integrante da comunidade científica do IPEN. Esse metadado se transformou em um filtro que ao ser acionado apresenta todos os trabalhos de um determinado autor independente das variáveis na forma de citação do seu nome.

A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.

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.