ROBERTO CARLOS DOS SANTOS

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Technical feasibility study on volumetric reduction of radioactive wastes using plasma technology
2017 - PRADO, E.S.P.; DELLAMANO, J.C.; CARNEIRO, A.L.G.; SANTOS, R.C.; PETRACONI, G.; POTIENS JUNIOR, A.J.
The radioactive waste arising from nuclear reactors, hospitals, industry and research institutes are generated daily with a considerable amount. To final dispose of these radioactive waste safely and cost effectively, they must be transformed into physical and chemical compounds suitable for radionuclides immobilization with maximum volume and exhaust gaseous reduction. In this scope, among the promising technologies for the radioactive waste treatment, plasma technology allows reducing substantially the waste volume after exposing them to temperatures above 2,500ºC. In the planning and management of radioactive waste, the challenges related to plasma technology are presented as a motivation factor for the possible implantation of plasma reactors in nuclear plants and research centers aiming at improving the process of radioactive waste management.
Time response measurements of rosemount pressure transmitters (model 3154) OF Angra I Power Plant
2017 - SANTOS, ROBERTO C. dos; PEREIRA, IRACI M.; JUSTINO, MARCELO C.; SILVA, MARCOS C.
This paper shows the Response of time five Rosemount model 3154N pressure trnasmiter from the Angra I Nuclear Power Plant. The tests were performed using the Hydraulic Ramp and Pressure Step Generator from the Sensor Response Time Measurement laboratory of CEN - Nuclear Engineering Center of IPEN. For each transmitter, damping was adjusted so that the time constant was less than or equal to 500 ms. This value has been determined so that the total value of the protection chain response time does not exceed the established maximum value of 2 seconds. For each transmitter ten tests were performed, obtaining mean values of time constant of 499.7 ms, 464.1 ms, 473.8 ms, 484.7 ms and 511.5 ms, with mean deviations 0.85%, 0.24%, 0.97%, 1.26% and 0.64% respectively.
Medida do tempo de resposta de transmissores de pressão da Usina Nuclear de Angra I
2017 - PEREIRA, IRACI M.; SANTOS, ROBERTO C. dos
Neste relatório são apresentados os resultados de Medida de Tempo de Resposta de cinco transmissores de pressão Rosemount modelo 3154N da Usina Nuclear de Angra I. Os testes foram realizados utilizando-se o Gerador Hidráulico de Rampa e Degrau de Pressão do laboratório de Medidas de Tempo de Resposta de Sensores do CEN – Centro de Engenharia Nuclear do IPEN. Para cada transmissor, foi feito o ajuste de damping para que a constante de tempo fosse menor ou igual a 500 ms. Este valor foi determinado para que o valor total de tempo de resposta da cadeia de proteção não ultrapasse o valor máximo estabelecido de 2 segundos. Para cada transmissor foram feitos dez testes, obtendo-se valores médios de constante de tempo de 499,7 ms, 464,1 ms, 473,8 ms, 484,7 e 511,5 ms, com desvios médios de 0,85%, 0,24%, 0,97%, 1,26% e 0,64% respectivamente.
Time response prediction of brazilian nuclear power plant temperature sensors using neural networks
2011 - SANTOS, ROBERTO C. dos; PEREIRA, IRACI M.
Utilização de redes neurais artificiais para determinar o tempo de resposta de sensores de temperatura do tipo RTD
2010 - SANTOS, ROBERTO C. dos
Em um reator nuclear PWR a temperatura do refrigerante do circuito primário e a da água de realimentação são medidas usando RTD (Resistance Temperature Detectors), ou termômetros de resistência. Estes RTDs alimentam os sistemas de controle e segurança da usina e devem, portanto, ser muito precisos e ter bom desempenho dinâmico. O tempo de resposta dos RTDs é caracterizado por um parâmetro denominado de Constante de Tempo, definido como sendo o tempo que o sensor leva para atingir 63,2% do seu valor final após sofrer uma variação de temperatura em forma de degrau. Este valor é determinado em laboratório, porém as condições de operação de reatores nucleares são difíceis de ser reproduzidas. O método LCSR (Loop Current Step Response), ou teste de resposta a um degrau de corrente, foi desenvolvido para medir remotamente o tempo de resposta dos RTDs. A partir desse teste, a constante de tempo do sensor é calculada através de uma transformação LCSR que envolve a determinação das constantes modais do modelo de transferência de calor. Este cálculo não é simples e requer pessoal especializado. Por este motivo, utilizou-se a metodologia de Redes Neurais Artificiais para estimar a constante de tempo do RTD a partir do LCSR. Os testes LCSR foram usados como dados de entrada da RNA; os testes de Imersão Rápida foram usados para determinar a constante de tempo dos sensores, sendo estes os valores desejados de saída da rede. Esta metodologia foi aplicada inicialmente a dados teóricos, simulando dez sensores com diferentes valores de constante de tempo, resultando em um erro médio de aproximadamente 0,74 %. Dados experimentais de 3 diferentes RTDs foram usados para estimar a constante de tempo, resultando em um erro máximo de 3,34 %. Os valores de constante de tempo estimados pelas RNAs foram comparados com aqueles obtidos pelo método tradicional, obtendo-se um erro médio de 18 % o que mostra que as RNAs são capazes de estimar a constante de tempo de uma forma precisa.
Time response measurements of the Angra 1 nuclear power plant using direct and indirect methodologies
2010 - PEREIRA, IRACI M.; SANTOS, ROBERTO C. dos; LOPES, WAGNER J. dos R.; NAPOLITANO, OLIVIO da C.
Estimation of sensor response characteristics is necessary to satisfy requirements on allowable response time for nuclear power plants. The methodology currently used includes direct and indirect measurements, each of them having its advantages and disadvantages. The objective of this work is to compare the time response measurements of temperature and pressure sensors which the Brazilian Angra 1 nuclear power plant obtained using direct and indirect methodologies. Direct methods give more precise results but need special equipment to be carried out and they interfere with the reactor operation. Indirect methodology is most practical to perform; it does not interfere with the reactor operation because the sensors do not have to be out of operation. On the other hand, since the parameter identification depends on the noise characteristics, there are cases where indirect methodology is not suitable to predict time response.