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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 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 23030
- BORGES, EDUARDO M.
; - CONTI, THADEU das N.
; - SABUNDJIAN, GAIANE
. Simulação do acidente de perda de refrigerante na linha do sistema de resfriamento de emergência do núcleo conectada à perna fria do circuito primário de ANGRA 2 / Simulation of the loss of coolant accident in the emergency core cooling system line connected to cold leg of the primary loopof ANGRA 2.
Ciência, Tecnologia & Ambiente,
v. 4,
n. 1,
p. 45-55,
2016.
DOI:
10.4322/2359-6643.04107
Abstract: Devido a ocorrência de acidentes nucleares, organizações reguladoras nucleares mundiais incluiram a análise de
acidentes considerados como acidentes base de projeto – Perda de Refrigerane Primario grande ou pequenas-rupturas
(Losso of Coolant Accident - LOCA) e incluí-los nos relatórios de análise de segurança de instalações nucleares. No
Brasil, a ferramenta selecionada pela autoridade de licenciamento, Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN),
é a o código RELAP5. Este trabalho tem por objetivos simular e avaliar o acidente postulado de perda de refrigerante
na linha do Sistema de Resfriamento de Emergência do Núcleo, que está conectada à perna fria do circuito primário da
usina nuclear ANGRA 2. A área da ruptura é de 380 cm2 que é considerado um acidente de perda de refrigerante por
pequena ruptura, conhecido como Small Break Loss of Coolant Accident (SBLOCA), que é descrito no Capítulo 15
do Relatório de Final de Análise de Segurança de ANGRA 2 – RFAS/A2. A metodologia utilizada para para atingir os
objetivos deste trabalho é a simulação do acidente proposto com o código RELAP5, que é um programa com filosofia
best estimate. As condições iniciais e de contorno adotadas na simulação são as mesmas mencionadas no RFAS/A2 e
que são descritas no trabalho. Os resultados obtidos mostraram que o Sistema de Proteção do Reator e o Sistema de
Resfriamento de Emergência do Núcleo de ANGRA 2 atuaram corretamente durante o evento simulado, mantendo a
integridade do núcleo com temperaturas bem abaixo do valor limite (1200°C). Os resultados obtidos durante o acidente
podem ser considerados satisfatórios, quando comparados aos dados apresentados no Relatório de Final de Análise de
Segurança de ANGRA 2.
Palavras-Chave: angra-2 reactor; computerized simulation; r codes; accidents; loss of coolant; emergency plans; pwr type reactors
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IPEN-DOC 27926
- GIOVEDI, C.
;- ABE, A.
; - MUNIZ, R.O.R.
; - GOMES, D.S.
; - SILVA, A.T.
; - MARTINS, M.R.
. Modification of fuel performance code to evaluate iron-based alloy behavior under LOCA scenario. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 9, n. 2A, p. 1-14, 2021. DOI: 10.15392/bjrs.v9i2A.393 Abstract: Accident tolerant fuels (ATF) has been studied since the Fukushima Daiichi accident in the research efforts to develop new materials which under accident scenarios could maintain the fuel rod integrity for a longer period compared to the cladding and fuel system usually utilized in Pressurized Water Reactors (PWR). The efforts have been focused on new materials applied as cladding, then iron-base alloys appear as a possible candidate. The aim of this paper is to implement modifications in FRAPCON and FRAPTRAN fuel performance codes to evaluate the behavior of iron-based alloys under Loss-of-Coolant Accident (LOCA) scenario. For this, initially the properties related to the thermal and mechanical behavior of iron-based alloys were obtained from the literature, appropriately adapted and introduced in the fuel performance code subroutines. The adopted approach was step by step modifications, where different versions of the code were created. The assessment of the implemented modification was carried out simulating an experiment available in the open literature (IFA-650.5) related to zirconium-based alloy fuel rods submitted to LOCA conditions. The obtained results for the iron-based alloy were compared to those obtained using the regular version of the fuel performance code for zircaloy-4. The obtained results have shown that the most important properties to be changed are those from the subroutines related to the mechanical properties of the cladding. The results obtained have shown that the burst is observed at a longer time for fuel rods with iron-based alloy, indicating the potentiality of this material to be used as cladding with ATF purposes.Palavras-Chave: ; stainless steel-348; accident-tolerant nuclear fuels; fuel rods; iron alloys; computerized simulation; f codes; loss of coolant; pwr type reactors
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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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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 26394
- SCURO, N.L.
; - UMBEHAUN, P.E.
; - ANGELO, E.
;- ANGELO, G.
; - ANDRADE, D.A.
. A CFD analysis of blockage length on a partially blocked fuel rod.
Brazilian Journal of Radiation Sciences,
v. 7,
n. 2B,
p. 1-20,
2019.
DOI:
10.15392/bjrs.v7i2B.437
Abstract: After a loss of coolant accident (LOCA), fuel rods may balloon. The swelling can partially block the flow channel, affecting the coolability during reflood phase. In order to analyze the influence of blockage length, using a radial block-age of 90%, varying just the blockage length, many steady state numerical simulations has been done using Ansys-CFX code to verify thermal-hydraulic properties according to different forced cooled conditions. Temperature peaks are observed on cladding, followed by a temperature drop. A 5x5 fuel assembly, with 9 centered ballooned fuel rod, flow redistribution inside channels can also be captured, indicating an overheating zone. Therefore, this study conclude, for the same boundary conditions, the longer the blockage length originated after LOCA events, the higher are the clad temperatures, indicating the possibility of overheat during transient conditions on reflood.
Palavras-Chave: boundary conditions; computerized simulation; flow blockage; fluid mechanics; fuel rods; heat transfer; loss of coolant; numerical analysis; steady-state conditions; turbulence
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IPEN-DOC 27242
- BORGES, EDUARDO M.
; - CONTI, THADEU das N.
; - SANCHES, ANDREA
; - SABUNDJIAN, GAIANE
. Análise do acidente de perda de refrigerante primário devido a quebra da linha de surto do pressurizador da usina nuclear Angra 2 / Loss of Coolant Accident Analysis by breaking of the pressurizer surge line of the Angra 2 nuclear power plant.
Revista Internacional de Ciências,
v. 10,
n. 1,
p. 3-21,
2020.
DOI:
10.12957/ric.2020.44530
Abstract: O objetivo deste trabalho foi simular e avaliar com o código RELAP5 o acidente base de projeto de perda de refrigerante primário devido a uma ruptura média na linha de surto do pressurizador da usina nuclear Angra 2. Este acidente foi uma quebra do tipo guilhotina ou seja 100% na linha de surto do pressurizador, que representa uma ruptura de 437 cm². Nesta análise, 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 as temperaturas do núcleo em níveis aceitáveis durante todo o evento. Os resultados obtidos foram satisfatórios, quando comparados com os apresentados no Relatório Final de Análise de Segurança de Angra 2 (FSAR/A2).
Palavras-Chave: angra-2 reactor; loss of coolant; pressurizers; r codes; reactor accident simulation; safety analysis; surges
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IPEN-DOC 27183
- MAPRELIAN, EDUARDO
; - TORRES, WALMIR M.
; - BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO
; - UMBEHAUN, PEDRO E.
; - BERRETTA, JOSE R.
; - SABUNDJIAN, GAIANE
. Total and partial loss of coolant experiments in an instrumented fuel assembly of IEA-R1 research reactor.
Nuclear Engineering and Design,
v. 363,
p. 1-11,
2020.
DOI:
10.1016/j.nucengdes.2020.110610
Abstract: The safety of nuclear facilities has been a growing global concern, mainly after the Fukushima nuclear accident.
Studies on nuclear research reactor accidents such as the Loss of Coolant Accident (LOCA), many times considered
a design basis accident, are important for ensure the integrity of the plant. A LOCA may lead to the
partial or complete uncovering of the fuel assemblies and it is necessary to assure the decay heat removal as a
safety condition. This work aimed to perform, in a safe way, partial and complete uncovering experiments for an
Instrumented Fuel Assembly (IFA), in order to measure and compare the actual fuel temperatures behavior for
LOCA in similar conditions to research reactors. A test section for experimental simulation of Loss of Coolant
Accident named STAR was designed and built. The IFA was irradiated in the IEA-R1 core and positioned in the
STAR, which was totally immersed in the reactor pool. Thermocouples were installed in the IFA to measure the
clad and fluid temperatures in several axial and radial positions. Experiments were carried out for five levels of
uncovering of IFA, being one complete uncovering and four partial uncovering, in two different conditions of
decay heat. It was observed that the cases of complete uncovering of the IFA were the most critical ones, that is,
those cases presented higher clad temperatures when compared with partial uncovering cases, for the specific
conditions of heat decay intensity and dissipation analyzed. The maximum temperatures reached in all experiments
were quite below the fuel blister temperature, which is around 500 °C. The STAR has proven to be a
safe and reliable experimental apparatus for conducting loss of coolant experiments.
Palavras-Chave: computer codes; computerized simulation; data covariances; fuel assemblies; loss of coolant; natural convection; r codes; radiosensitivity effects; reactor accident simulation; research reactors; sensitivity analysis
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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.
O Repositório Digital do IPEN é um equipamento institucional de acesso aberto, criado com o objetivo de reunir, preservar, disponibilizar e conferir maior visibilidade à Produção Científica publicada pelo Instituto, desde sua criação em 1956.
Operando, inicialmente como uma base de dados referencial o Repositório foi disponibilizado na atual plataforma, em junho de 2015. No Repositório está disponível o acesso ao conteúdo digital de artigos de periódicos, eventos, nacionais e internacionais, livros, capítulos, dissertações, teses e relatórios técnicos.
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.
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