Navegação IPEN por assunto "safety reports"

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  • IPEN-DOC 24679

    SILVA, DAYANE F. . Análise do comportamento da contenção do reator Angra 2 durante um acidente de base de projeto / Analysis of the behavior of the Angra 2 reactor containment during a design basis accident . 2017. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 143 p. Orientador: Gaianê Sabundjian. DOI: 10.11606/D.85.2018.tde-08052018-112533

    Abstract: Este trabalho visa verificar a integridade da contenção do reator de Angra 2, com uma abordagem mais realista, da possibilidade de conter todos os radionuclídeos gerados durante Acidentes de Perda de Refrigerante Primário por Grande Ruptura (Large Break Loss of Coolant Accident - LBLOCA). Além disso, essas informações são utilizadas para o cálculo mais realista do Pico de Temperatura do Encamisamento (PTE) da vareta mais realista do núcleo deste reator durante esse acidente. Os resultados desse estudo possibilitarão verificar a integridade da Planta após a ocorrência de acidentes considerados base de projeto. Alguns dos programas utilizados para analisar a contenção de uma usina nuclear são o RELAP5 e o COCOSYS. Esses códigos computacionais são ferramentas de análise que preveem as condições termohidráulicas dentro de um prédio de contenção de um reator refrigerado à água leve. A contenção da planta tipo Pressurized Water Reactor (PWR) é um edifício de concreto revestido internamente por metal e tem limites de pressão que devem ser respeitados durante a ocorrência de um acidente. Os dados de entradas necessários para esta simulação são: adição de massa e energia geradas do estudo de um acidente do tipo LBLOCA com o código RELAP5 da planta em questão. Os resultados da análise do comportamento da contenção da planta nuclear Angra 2 durante os acidentes base de projetos estudados rupturas do tipo guilhotina do circuito primário nas pernas fria e quente foram satisfatórios quando comparados com os apresentados no Relatório de Análise de Segurança (RFAS/A2) da planta e as distribuições de pressão ficaram bem abaixo do valor de pressão de projeto da contenção (6,3bar).

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; pwr type reactors; reactor accidents; loss of core cooling; reactor design; design-basis accidents; computer codes; containment systems; lte; equilibrium; thermodynamics; engineered safety systems; safety analysis; safety reports

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  • IPEN-DOC 26585

    SHORTO, JULIAN M.B. ; MOLNARY, LESLIE de ; OLIVEIRA, PATRICIA S.P. de ; YAMAGUCHI, MITSUO . Análise qualitativa e quantitativa do Máximo Acidente Hipotético para o Reator IPEN/MB-01. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Setembro, 2019. (IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-115-00). Restrito.

    Título do projeto: Reator Multipropósito Brasileiro - RMB

    Palavras-Chave: hypothetical accidents; accidents; inventories; radiation doses; maximum permissible exposure; radioisotopes; safety reports; recommendations; regulatory guides; fuel plates; radiation protection; accident management; gaseous wastes

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  • IPEN-DOC 25220

    MENZEL, FRANCINE . Método para aplicação da metodologia Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) em um Relatório Final de Análise de Segurança (RFAS) de uma planta genérica / Application method of Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) methodology in a Final Safety Analysis Report (FSAR) of a generic plant . 2018. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 141 p. Orientador: Gaianê Sabundjian. DOI: 10.11606/T.85.2018.tde-10092018-153236

    Abstract: O licenciamento de uma instalação nuclear é motivado pela necessidade de proteger os seres humanos e o meio ambiente das radiações ionizantes e, ao mesmo tempo, define as bases para a concepção e a determinação da aceitabilidade da planta. Uma parte importante no processo de licenciamento é a realização de uma análise de acidentes, a qual deve estar documentada no Relatório Final de Análise de Segurança (RFAS). Existem diferentes opções de cálculo na área de acidentes, combinando a utilização de códigos computacionais e dados de entrada, para fins de licenciamento. Uma delas é a Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU), que considera dados de entrada realistas e as incertezas associadas. As aplicações de abordagens BEPU em processos de licenciamento iniciaram-se nos anos 2000, primeiro para análise de Acidente de Perda de Refrigerante (Loss of Coolant Accident - LOCA), e depois para a análise de acidentes como um todo, documentados no Capítulo 15 do RFAS. O presente trabalho tem como objetivo principal demonstrar que é possível a aplicação da metodologia BEPU em todas as análises contidas no RFAS, identificando as disciplinas-chave do processo de licenciamento e os códigos computacionais utilizados. Este trabalho foi desenvolvido em conjunto com a Universidade de Pisa, Itália, com a colaboração do Prof. Dr. Francesco D'Áuria. A principal motivação desse trabalho é o aprimoramento da metodologia BEPU para sua implementação em reatores do tipo PWR (Pressurized Water Reactor) no Brasil e no mundo, especialmente para fins de licenciamento, uma vez que as plantas nucleares brasileiras têm pouca experiência na área de cálculo de incertezas.

    Palavras-Chave: nuclear facilities; design; reporting requirements; safety reports; safety analysis; risk assessment; deterministic estimation; data covariances; measuring methods

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  • IPEN-DOC 21352

    MENZEL, FRANCINE ; SABUNDJIAN, GAIANE ; D'AURIA, FRANCESCO; MADEIRA, ALZIRA A.. Proposal of a BEPU-FSAR. In: INTERNATIONAL CONFERENCE NUCLEAR ENERGY FOR NEW EUROPE, 24th, September 14-17, 2015, Slovenia. Proceedings... 2015. p. 108-1 - 180-9.

    Palavras-Chave: reactor safety; nuclear power plants; uncertainty principle; safety analysis; accident management; safety reports

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  • IPEN-DOC 06618

    RODRIGUES, A.C.I. ; TEIXEIRA e SILVA, A. ; CABRAL, E.L.L. ; MESQUITA, R.N. ; CONTI, T.N. . Simulacao dos acidentes de partida a frio e queda de um elemento combustivel no reator IEA-R1m. In: 7o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 31 de agosto - 3 de setembro, 1999, Belo Horizonte, MG. 1999.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; reactor accidents; computerized simulation; p codes; reactivity insertions; safety analysis; safety reports

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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 21097

    MENZEL, FRANCINE ; SABUNDJIAN, GAIANE ; DAURIA, FRANCESCO; MADEIRA, ALZIRA A.. Using of BEPU methodology in a final safety analysis report. 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: safety analysis; safety reports; nuclear power plants; data covariances; analytical solution; licensing; reactor safety; alara

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Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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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.