Navegação Eventos - Artigos por autor "FAINER, GERSON"

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  • IPEN-DOC 13961

    MATTAR NETO, MIGUEL ; MIRANDA, CARLOS A. de J. ; FAINER, GERSON ; MOURAO, ROGERIO P.; SILVA, LUIZ L. da; DALLE, HUGO; CUNHA, CLAUDIO. A 9m drop test simulation of a dual purpose cask for spent fuel elements of nuclear research reactors. In: COORDINATION MEETING OF THE IAEA REGIONAL LATIN AMERICAN PROJECT RLA/4/020 ENGINEERING OF CASKS FOR TRANSPORT OF SPENT FUEL FROM RESEARCH REACTORS, 1st, March 26-30, 2007, Buenos Aires, Argentina. Proceedings... 2007. p. 1-51.

    Palavras-Chave: research reactors; spent fuel elements; spent fuel casks; reactor simulators

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  • IPEN-DOC 15298

    MATTAR NETO, MIGUEL ; MIRANDA, CARLOS A.J. ; FAINER, GERSON . An approach for the design of closure boltz of spent fuel elements transportation packages. 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: bolted joints; closures; containment; design; dynamic loads; spent fuel elements; stress analysis; torque

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  • IPEN-DOC 15673

    MIRANDA, CARLOS A.J. ; MATTAR NETO, MIGUEL ; FAINER, GERSON . Analises termicas transiente e de queda livre de 9M de um modelo em escala 1:2 de uma embalagem para transporte e armazenagem de combustiveis nucleares queimados. In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 6., 18-21 de agosto, 2010, Campina Grande, PB. Anais... 2010.

    Palavras-Chave: spent fuels; research reactors; stowing; transport; storage; thermal analysis; nonlinear problems; impact shock; finite element method

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  • IPEN-DOC 13480

    MATTAR NETO, MIGUEL ; MIRANDA, CARLOS A.J. ; FAINER, GERSON ; MOURAO, ROGERIO P.. Analytical and numerical evaluation of the impact limiters design of a research reactors spent fuel transportation package half scale model under 9 M drop tests. In: 2008 ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING DIVISION CONFERENCE, July 27-31, 2008, Chicago, Illionois, USA. Proceedings... 2008.

    Palavras-Chave: research reactors; spent fuels; packaging; transport; spent fuel storage; reactor accident simulation; a codes; mechanical tests

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  • IPEN-DOC 14606

    MATTAR NETO, MIGUEL ; MIRANDA, CARLOS A. de J. ; FAINER, GERSON . ANSYS LS-DYNA PC modeling of contact/impact with high and low stiffness materials in the numerical simulation of nuclear transportation packages under 9 m drop tests. In: 2009 ESSS SOUTH AMERICAN ANSYS USERS CONFERENCE, November 10-13, 2009, Florianopolis, SC. Proceedings... 2009.

    Palavras-Chave: transport; simulation; finite element method; cylinders; stainless steels; packaging; fuel elements

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  • IPEN-DOC 17035

    MIRANDA, CARLOS A. de J. ; FALOPPA, ALTAIR A. ; MATTAR NETO, MIGUEL ; FAINER, GERSON . ASME stress linearization and classification - A discussion based on a case study. 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: bending; flexural strength; nuclear power plants; pipes; primary coolant circuits; secondary coolant circuits; stress analysis; stresses

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  • IPEN-DOC 17030

    MATTAR NETO, MIGUEL ; MIRANDA, CARLOS A. de J. ; FALOPPA, ALTAIR A. ; FAINER, GERSON . ASME stress linearization and classification of a WYE piping junction. In: 2011 ANSYS CONFERENCE & ESSS USERS MEETING, November 8-11, 2011, Florianopolis, SC. Proceedings... 2011.

    Palavras-Chave: bending; flexural strength; nuclear power plants; pipes; primary coolant circuits; secondary coolant circuits; stress analysis; stresses

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  • IPEN-DOC 16134

    ANDRADE, DELVONEI A. de ; ANGELO, GABRIEL; FAINER, GERSON ; ANGELO, EDVALDO. Assessmnet of a heat exchanger inlet nozzle flow using ANSYS-CFX. In: ANSYS SOUTH AMERICAN CONFERENCE & ESSS USERS MEETING, October 19-22, 2010, Atibaia, SP. Proceedings... 2010.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; heat exchangers; nozzles; fluid mechanics; computerized simulation; a codes

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  • IPEN-DOC 13473

    MATTAR NETO, MIGUEL ; MIRANDA, CARLOS A. de J. ; FAINER, GERSON . Avaliacao do projeto de amortecedores de impacto para embalagens de transporte de elementos combustiveis irradiados de reatores nucleares de pesquisa. In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 5., 18-21 de agosto, 2008, Salvador, BA. Anais... 2008.

    Palavras-Chave: fuel elements; radioactive materials; research reactors; radiation transport; packaging; impact tests; shock absorbers

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  • IPEN-DOC 13472

    MATTAR NETO, MIGUEL ; MIRANDA, CARLOS A. de J. ; FAINER, GERSON . Avaliacao estrutural de pecas de tubulacao tipo Y, conforme o codigo ASME, section VIII, division 2. In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 5., 18-21 de agosto, 2008, Salvador, BA. Anais... 2008.

    Palavras-Chave: pipes; stresses; flexibility; finite element method; geometry

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  • IPEN-DOC 22849

    FALOPPA, ALTAIR A. ; FAINER, GERSON ; OLIVEIRA, CARLOS A. de ; MATTAR NETO, MIGUEL . Avaliação estrutural de um suporte da tubulação do sistema de refrigeração do reator nuclear de pesquisa IPEN IEA-R1. In: CONGRESSO NACIONAL DE ENGENHARIA MECANICA, 9., 21-25 de agosto, 2016, Fortaleza, CE. Anais... 2016.

    Abstract: Este trabalho apresenta a avaliação estrutural de um suporte da tubulação do Circuito Primário do reator nuclear de pesquisa do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN. O reator IEA-R1 é um reator nuclear de pesquisa projetado pela Babcox-Wilcox que opera no IPEN desde 1957. Um programa de modernização tem sido conduzido nos últimos 25 anos, e uma série de modificações foram implementadas, especialmente no sistema de refrigeração do reator. Entre as modificações mais recentes está a troca de componentes do sistema de refrigeração, tais como: bombas, trocadores de calor e tubulação, além da reforma dos sistemas de tratamento e re-tratamento de água. Este conjunto de equipamentos, divididos em sistema primário e secundário, é responsável pela circulação da água no núcleo do reator para a retirada de calor gerado pela fissões nucleares do U-235. A substituição parcial da tubulação do Circuito Primário do reator IEA-R1, realizada em 2014, resultou em alterações nos suportes existentes e no desenvolvimento de um novo tipo de suporte para a tubulação. O objetivo deste trabalho é apresentar o modelo de cálculo aplicado à avaliação estrutural deste novo suporte sob as diversas condições de carregamentos aplicáveis.

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  • IPEN-DOC 16968

    ANDRADE, DELVONEI A. ; ANGELO, GABRIEL; FAINER, GERSON ; ANGELO, EDVALDO; UMBEHAUN, PEDRO E. ; TORRES, WALMIR M. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; MACEDO, LUIZ A. ; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; CONTI, THADEU N. ; WATANABE, BRUNO C.; SAKAI, CAIO C.. A CFD model for the IEA-R1 reactor heat exchanger inlet nozzle flow. 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: a codes; computer calculations; computerized simulation; fluid flow; fluid mechanics; fuel element clusters; general circulation models; heat exchangers; heat transfer; iear-1 reactor; nozzles; reactor cooling systems

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  • IPEN-DOC 19446

    FALOPPA, ALTAIR A. ; FAINER, GERSON ; ELIAS, MARCOS V.; MATTAR NETO, MIGUEL . Comparative study of design of piping supports class 1, 2 and 3 considering german code KTA and ASMEIII - NF. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 11th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 18th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 3rd, November 24-29, 2013, Recife, PE. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2013, 2013.

    Palavras-Chave: bending; comparative evaluations; design; friction; load analysis; pipes; pwr type reactors; safety; shear; standards; stress analysis; supports; tensile properties

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  • IPEN-DOC 19458

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. ; OLIVEIRA, CARLOS A. ; MATTAR NETO, MIGUEL . IEA-R1 primary and secondary coolant piping systems coupled stress analysis. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 11th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 18th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 3rd, November 24-29, 2013, Recife, PE. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2013, 2013.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; reactor cooling systems; primary coolant circuits; secondary coolant circuits; stress analysis

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  • IPEN-DOC 21009

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. ; OLIVEIRA, CARLOS A. de ; MATTAR NETO, MIGUEL . IEA-R1 renewed primary coolant piping system stress analysis. 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: iear-1 reactor; brazilian cnen; primary coolant circuits; pipes; stress analysis

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  • IPEN-DOC 16591

    MATTAR NETO, MIGUEL ; MIRANDA, CARLOS A. de J. ; FAINER, GERSON ; MOURAO, ROGERIO P.. Improvement on the numerical structural assessment of a half scale model of a nuclear spent fuel elements transportation package under 9m drop tests. In: INTERNATIONAL SYMPOSIUM ON SOLID MECHANICS, 2rd, May 25-27, 2011, Florianopolis, SC. Proceedings... 2011.

    Palavras-Chave: radioactive materials; packaging; research reactors; spent fuel elements; simulation; impact tests

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  • IPEN-DOC 13448

    MATTAR NETO, MIGUEL ; MIRANDA, CARLOS A. de J. ; FAINER, GERSON . Nonlinear issues on the numerical simulations of the 9 meter drop test of a transportation package. In: IBERIAN LATIN AMERICAN CONGRESS ON COMPUTATIONAL METHODS IN ENGINERRING, 29th, November 4-11, 2008, Maceio, Al. Proceedings... 2008.

    Palavras-Chave: radiation transport; packaging; research reactors; spent fuel elements; simulation; a codes

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  • IPEN-DOC 15303

    ANGELO, GABRIEL; ANDRADE, DELVONEI A. de ; FAINER, GERSON ; ANGELO, EDVALDO. Nuclear research reactor IEA-R1 heat exchanger inlet nozzle flow - a preliminary study. 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: a codes; computerized simulation; flow rate; fluid flow; fluid mechanics; heat exchangers; iear-1 reactor; nozzles; numerical data; velocity

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  • IPEN-DOC 14605

    MATTAR NETO, MIGUEL ; MIRANDA, CARLOS A. de J. ; FAINER, GERSON . Numerical and experimental structural assessment of a half scale model of a nuclear spent fuel elements transportation package under 9 m drop tests. In: INTERNATIONAL CONGRESS OF MECHANICAL ENGINEERING, 20th, November 15-20, 2009, Gramado, RS. Proceedings... 2009.

    Palavras-Chave: spent fuel elements; packaging; transport; safety analysis; simulation; finite element method

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  • IPEN-DOC 13629

    MIRANDA, CARLOS A. de J. ; MATTAR NETO, MIGUEL ; FAINER, GERSON . Numerical simulation of a 9m free drop test in a 1:2 scale model cask for spent fuel elements of nuclear research reactors. In: PROCEEDINGS OF THE REGIONAL WORKSHOP FOR CAST PROTOTYPE TESTING, June 2-13, 2008, Belo Horizonte, MG. Proceedings... 2008.

    Palavras-Chave: research reactors; spent fuel elements; simulation

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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.