DELVONEI ALVES DE ANDRADE

Resumo

Possui graduação em Engenharia Mecânica pela Universidade Federal de Uberlândia (1983), mestrado em Engenharia Aeronáutica e Mecânica pelo Instituto Tecnológico de Aeronáutica (1987) e doutorado em Tecnologia Nuclear pela Universidade de São Paulo (1999). Atualmente é tecnologista sênior da Comissão Nacional de Energia Nuclear, professor da Universidade de São Paulo. Tem experiência na área de Engenharia Nuclear, com ênfase em Engenharia Nuclear, atuando principalmente nos seguintes temas: Tecnologia de reatores, Dinâmica dos Fluidos Computacional (CFD), Modelagem Numérica, Análise de acidentes, RELAP, Termo-Hidráulica, Circulação Natural, Ultracentrifugação, Fatores Humanos aplicados à Tecnologia Nuclear e Modelo instrumental para implementação de processo gerencial. Recentemente tem se dedicado ao estudo de modelos de turbulência em circuitos de circulação natural. Membro eleito da Comissão de Pós-Graduação do Programa de Tecnologia Nuclear IPEN/USP nos períodos 2009-2011 e 2011-2013. Coordenador do programa PAE de 2011-2021. Vice-presidente do programa de mestrado e doutorado em Tecnologia Nuclear da USP, 2011-2012. Presidente do programa de mestrado e doutorado em Tecnologia Nuclear da USP de 2013-2021. Membro do Conselho de Pós-Graduação (CoPGr) da USP, da Câmara de Normas e Recursos (CaN) 2011-2021. É membro da International Nuclear Security Education Network (INSEN) na Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA) em Viena, Áustria e do World International Nuclear Security (WINS) também em Viena, Áustria. (Texto extraído do Currículo Lattes em 08 out. 2021)

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  • Artigo IPEN-doc 30370
    Assessment of the IEA-R1 nuclear reactor using a nonstandard fuel assembly with six fuel plates of the Brazilian Multipurpose Reactor
    2024 - SOARES, HUMBERTO V.; TORRES, WALMIR M.; UMBEHAUN, PEDRO E.; BELCHIOR, ANTONIO; ANDRADE, DELVONEI A. de
    In order to qualify the fuel plates of the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), a nonstandard Instrumented Fuel Assembly (IFA) was designed and is being constructed to be burned in the IEA-R1 nuclear research reactor. IFA has fuel plates of different uranium densities (10 fixed fuel plates of 3.0 gU/cm3 – IEA-R1 standard; 6 removable fuel plates of 3.7 gU/cm3 – RMB; and a central aluminum plate). This paper is the first step to demonstrate that IEA-R1 can safely operate with this IFA. To verify the IFA thermal behavior inside the IEA-R1 core during reactor operation and certify the no power peaks occurrence, the power distribution was calculated for each fuel plate. LEOPARD and HAMMER-TECHNION codes were utilized to calculate the core thermal neutron cross section and CITATION code to calculate the core power distribution. Calculations were performed for 5 MW reactor power considering the IFA placed in a core peripheral position. The RMB fuel plates average power was 4.73 % higher compared to IEA-R1 fuel plates. This was expected due to the higher density of uranium in these plates. The power of each IFA fuel plate was compared with a fresh IEA-R1 Fuel Assembly (FA) at the same core position. The power in the IFA hottest plate is only 6.79 % higher than the correspondent IEA-R1 fuel plate. The IFA power distribution was also compared to the hottest FA of the core. The power of each IFA fuel plate was below its correspondent hottest FA fuel plate. In addition, the total IFA power is 18.40 % less than the hottest FA in the core. No significant power peaks occur in the IFA during operation. As future works, thermal–hydraulic calculations will be performed considering this calculated power distribution and no hot spots are expected.
  • Artigo IPEN-doc 30318
    Long-term safety and governance of nuclear energy in climate emergency cities
    2023 - CARVALHO, AMANDA R. de; RODRIGUES, ELAINE A.; ANDRADE, DELVONEI A. de; CARVALHO, BEATRIZ R. de; BUSTILLOS, JOSE O.W.V.
    The advance of urbanisation and climate change are the greatest challenges facing humanity in the coming decades. Today 55% of the human population lives in cities and it is estimated that 6.4 billion people will live in an urban environment by 2050. The inevitable consequences of global climate change can result in hard-to-measure losses and damages that include loss of life and livelihoods, degradation of physical structures, territories and agricultural land, and impairment of cultural heritage, social and cultural identity, cultural heritage, and biodiversity. Adaptation efforts are not sufficient to adequately reduce the risks associated with current and future climate impacts, and even with effective adaptation, losses and damages will not be averted. In regions that are most vulnerable to climate change, the ecological, socio-economic and physical systems are losing resilience, with human vulnerability increasing in susceptible regions such as densely populated coastal regions, with real risk of forced displacement and direct or indirect impacts on hundreds of millions of people and key infrastructure. Given the relevance of nuclear energy in achieving climate change goals as low-carbon energy and its potential to contribute in net zero transitions, the study investigates the association between the impacts of climate change and the risks posed by nuclear installations in coastal locations. The first commercial nuclear power plants began operating in the 1950s, and today nuclear power accounts for about 10 percent of all electricity worldwide, making it the world's second largest source of low-carbon energy (26 percent of the total by 2020), with more than 50 countries using nuclear power and about 420 nuclear power reactors in operation around the world, in 182 different locations, of which a good part are coastal. We identified 82 locations that correspond to the conditions. The 5 countries with the greatest number of vulnerable locations are China (18), Japan (16), United States (9), Republic of Korea (6), and the United Kingdom (5). These locations also include four megacities, with populations of over ten million people: Shenzhen e Dalian (China), Karachi (Pakistan) e Surat (India). Since the coastal locations with nuclear power reactors that are vulnerable to sea level rise concentrate millions of inhabitants, it is critical that climate resilient energy systems are designed that consider the anticipated impact of climate change, both for slow onset events and climate extremes, with a focus on the safety of people and the environment surrounding these nuclear facilities.
  • Artigo IPEN-doc 29922
    Análise de temperaturas em um elemento combustível do reator de pesquisas IEA-R1 durante evento de perda lenta de vazão com RELAP
    2023 - CAMPOS, ROGERIO C. de; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; SOARES, HUMBERTO V.; UMBEHAUN, PEDRO E.; TORRES, WALMIR M.; ANDRADE, DELVONEI A. de
    O código RELAP (Reactor Excursion and Leak Analysis Program) é amplamente utilizado para realizar análises de acidentes em reatores nucleares de potência ou de pesquisa. O presente trabalho apresenta uma simulação do transiente de perda lenta de vazão no núcleo do reator a partir de um modelo com RELAP para o reator de pesquisas IEA-R1 contemplando a piscina, o núcleo do reator, toda tubulação e válvulas do circuito primário, o tanque de decaimento, bomba de circulação principal, trocador de calor e tubulação de retorno à piscina. A modelagem proposta conseguiu representar toda a fenomenologia do acidente, ou seja, o comportamento das temperaturas desde o início da perda de vazão, desligamento do reator, seguida da abertura da válvula de circulação natural até a reversão da direção do escoamento no núcleo do reator. A comparação com resultados experimentais mostrou diferenças de temperaturas de 2,3°C para o fluido e de até 4°C para o revestimento.
  • Relatório IPEN-doc 29890
    Reinstalação do sistema de aquisição e monitoração de gamagrafia do detector de germânio instalado no prédio do reator IPEN/MB-01
    2023 - ANDRADE, DELVONEI A. de; UMBEHAUN, PEDRO E.; TORRES, WALMIR M.
    Este relatório apresenta os procedimentos adotados na reinstalação e recuperação do computador para a aquisição e monitoração de gamagrafia do detector de germânio instalado no prédio do reator IPEN/MB-01.
  • Artigo IPEN-doc 29859
    O mercado de radiofármacos no Brasil
    2023 - ALMEIDA, MADISON C. de; BERNARDES, EMERSON S.; SILVEIRA, MARINA B.; ANDRADE, DELVONEI A. de
    A Medicina Nuclear é uma especialidade chave, na qual radiofármacos são utilizados para o devido tratamento e acompanhamento de variadas patologias. Estes, processados a partir de insumos importados em sua maioria, implicam em cadeia logística complexa e de escala global. Neste trabalho, tem-se como objetivo apontar as principais questões envolvendo a produção e a distribuição de radiofármacos, bem como perspectivas. Através de pesquisa documental, exploratória, verifica-se o papel do contexto produtivo brasileiro, contemplado em sua maior parte pelo orçamento público, sendo que as meias vidas dos insumos e dos produtos finais são fator de planejamento das aquisições. Situações internacionais, recorrentes, que promovem descontinuidade das cadeias de fornecimento, são alvo de preocupação, levando à busca de soluções. Um panorama através de uma contextualização, o portfólio da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) com suas aplicações, a logística mundial e seus óbices, o Reator Multipropósito Brasileiro, aliados às ações realizadas no orçamento, são seguidos por uma análise de perspectivas, nesta abordagem.
  • Artigo IPEN-doc 29858
    Fake news oficial
    2023 - SANTOS, RAPHAEL A.V. dos; SARKIS, JORGE E. de S.; ANDRADE, DELVONEI A. de
    O objetivo deste artigo é analisar a divulgação do índice do PIB brasileiro, divulgado em 2022, como exemplo do que pode se chamar “fake news oficial”, onde a confiabilidade do emissor se sobrepõe ao caráter factível e plausível da informação, necessárias ao fato real. Para isso se baseia nas teorias de Castell, das relações de poder nos processos de comunicação socializada e da desordem da informação.
  • Artigo IPEN-doc 29857
    Development of an arduino based real time environmental monitor for animal facilities
    2023 - ROLIM, WESLEY J.R.; SPENCER, PATRICK J.; ANDRADE, DELVONEI A. de
    Animal facilities are installations of great importance for the advancement of animal research, since it is where the activities of animal breeding, maintenance and experimentation are carried out. Based on this assumption, the present dissertation addresses the development of a monitoring system for environmental factors such as temperature, relative humidity, ammonia and luminosity in an automated way through open source hardware and software aiming at a low cost, accessible prototype that will contribute to guarantee animal welfare, the technical management of the facilities, shared monitoring in real time, decision making in case of irregularities in the observed factors and computerized systemic record. After installing the prototype in the breeding room of the IPEN animal facility, tests were carried out with calibrated detectors in order to validate the readings. Our data confirm the positive correlation obtained, thus validating the adoption of the open source sensor as a tool for monitoring.
  • Artigo IPEN-doc 29854
    CFD Simulation of isothermal upward two-phase flow in a vertical annulus using interfacial area transport equation
    2023 - CERAVOLO, FLAVIO E.; ROCHA, MARCELO da S.; MESQUITA, ROBERTO N. de; ANDRADE, DELVONEI A. de
    This work presents a numerical simulation of a vertical, upward, isothermal two-phase flow of air bubbles and water in an annular channel applying a Computational Fluid Dynamics (CFD) code. For this, the Two-Fluid model is applied considering interfacial force correlations, namely: drag, lift, wall lubrication, turbulent dispersion, and virtual mass. The turbulence k-ε model effects and the influence of One-group Interfacial Area Transport Equation (IATE) are taken into account, in this case, the influence of two source term correlations for the bubble breakup and coalescence IATE is analysed. The work assesses whether the code properly represents the physical phenomenon by comparing the simulation results with experimental data obtained from the literature. Six flow conditions are evaluated based on two superficial liquid velocities and three void fractions in the bubbly flow regimen. The annular channel adopted has an outer pipe with an internal diameter of 38.1 mm and an inner cylinder of 19.1 mm. To represent this geometry, a three-dimensional mesh was generated with 160,000 elements, after a mesh sensitivity study. The void fraction distribution, taken radially to the flow section, is the main parameter analysed as well as interfacial area concentration, interfacial gas velocity, and bubble sizes distribution. The CFD model implemented in this work demonstrates satisfactory agreement with the reference experimental data but indicates the need for further improvement in the phase interaction models.
  • Relatório IPEN-doc 29824
    Cálculo das densidades de potência no elemento combustível ECI-RMB
    2023 - SOARES, HUMBERTO V.; YAMAGUCHI, MITSUO; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; ANDRADE, DELVONEI A. de; UMBEHAUN, PEDRO E.; TORRES, WALMIR M.
    Este relatório apresenta a metodologia utilizada para o cálculo neutrônico e das densidades de potência no Elemento Combustível Instrumentado ECI-RMB. O projeto de avaliação do ECI-RMB tem como objetivo analisar o comportamento deste Elemento no núcleo do Reator IEA-R1, e posteriormente permitirá a realização de testes não destrutivos (espectrometria gama, medida de espessura e inspeção visual) das placas combustíveis removíveis, representativas do reator RMB. Essa primeira fase do projeto consiste em fazer cálculos computacionais utilizando os códigos TwoDB ou (2DB) e o CITATION, já utilizados no IPEN ao longo das últimas décadas. Com esses códigos, foi possível calcular a distribuição de potência individualmente nas placas combustíveis do ECI-RMB. Por se tratar de um Elemento Combustível fora do padrão dos ECs usados no IEA-R1 (3,0 gU/cm3) e que usa uma densidade de urânio maior (3,7 gU/cm3), o ECI-RMB terá comportamentos de geração de calor e termo-hidráulicos levemente diferentes. Os resultados de distribuição de potência nas placas combustíveis do ECI-RMB mostraram potências maiores, da ordem de 4,95% em média, nas placas RMB, como esperado, pois possui uma maior densidade de urânio. A princípio, essas potências maiores nas placas RMB não devem afetar na segurança do núcleo do IEA-R1 e do próprio ECI-RMB. Análises termo-hidráulicas serão realizadas com essa distribuição de potência para confirmação da segurança do núcleo e do ECI-RMB.
  • Artigo IPEN-doc 29684
    Computational fluid dynamics analysis of an open-pool nuclear research reactor core for fluid flow optimization using a channel box
    2023 - SCURO, N.L.; ANGELO, G.; ANGELO, E.; PIRO, M.H.A.; UMBEHAUN, P.E.; TORRES, W.M.; ANDRADE, D.A.
    A channel box installation in the IEA-R1 research reactor core was numerically investigated to increase fluid flow in fuel assemblies (FAs) and side water channels (SWCs) between FAs by minimizing bypasses in specific regions of the reactor core, which is expected to reduce temperatures and oxidation effects in lateral fuel plates (LFPs). To achieve this objective, an isothermal three-dimensional computational fluid dynamics model was created using Ansys CFX to analyze fluid flow distribution in the Brazilian IEA-R1 research reactor core. All regions of the core and realistic boundary conditions were considered, and a detailed mesh convergence study is presented. Results comparing both scenarios are presented in the percentage of use of the primary circuit pump. It is indicated that 21.4% of fluid bypass to unnecessary regions can be avoided with the channel box installation, which leads to the total mass flow from the primary circuit for all FAs increasing from 68.9% (without a channel box) to 77.6% (with a channel box). For the SWCs, responsible for cooling LFPs, an increment from 9.7% to 22.4%, avoiding all nondesired cross three-dimensional effects, was observed, resulting in a more homogeneous fluid flow and vertical velocities. It was concluded that the installation of a channel box numerically indicates an expressive mass flow increase and homogeneous fluid flow distribution for flow dynamics in relevant regions. This gives greater confidence to believe that lower temperatures, and consequently oxidation effects in LFPs, can be expected with a channel box installation.