WALMIR MAXIMO TORRES
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Artigo IPEN-doc 27183 Total and partial loss of coolant experiments in an instrumented fuel assembly of IEA-R1 research reactor2020 - MAPRELIAN, EDUARDO; TORRES, WALMIR M.; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; UMBEHAUN, PEDRO E.; BERRETTA, JOSE R.; SABUNDJIAN, GAIANEThe 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.Artigo IPEN-doc 16135 Study of the natural circulation phenomenon for nuclear reactors2010 - CONTI, THADEU das N.; SABUNDJIAN, GAIANE; TORRES, WALMIR M.; MACEDO, LUIZ A.; ANDRADE, DELVONEI A.; UMBEHAUN, PEDRO E.; MESQUITA, ROBERTO N.Artigo IPEN-doc 16126 Análise teórico/experimental do fenômeno de circulação natural2010 - SABUNDJIAN, GAIANE; CONTI, THADEU N.; TORRES, WALMIR M.; MACEDO, LUIZ A.; ANDRADE, DELVONEI A.; UMBEHAUN, PEDRO E.; MESQUITA, ROBERTO N.; SILVA FILHO, MAURO F.; BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; BORGES, EDUARDO M.O objetivo deste trabalho é o estudo do fenômeno de circulação natural em circuitos experimentais para aplicação em instalações nucleares. Dada a nova geração de reatores nucleares compactos, que utiliza a circulação natural do fluido refrigerante como sistema de refrigeração e de remoção de calor residual em caso de acidente ou desligamento da planta, há um crescente interesse na comunidade cientifica pelo estudo desse fenômeno. O circuito experimental utilizado neste estudo encontra-se montado no Centro de Engenharia Nuclear (CEN) do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares de São Paulo (IPEN-SP). Para a realização deste trabalho foram simulados alguns experimentos com diferentes níveis de potência no aquecedor, que originou um banco de dados experimentais que é utilizado para validar alguns programas computacionais de termo-hidráulica. Particularmente, neste estudo os resultados experimentais obtidos são comparados com a modelagem teórica feita com o código RELAP5 [1]. Os resultados obtidos com o programa mostraram-se satisfatórios quando comparados com os experimentais.Artigo IPEN-doc 18514 ANGRA 2 samll break loca flow regime identification through RELAP5 code2012 - ROCHA, MARCELO da S.; SABUNDJIAN, GAIANE; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; ANDRADE, DELVONEI A. de; TORRES, WALMIR M.; CONTI, THADEU das N.; MACEDO, LUIZ A.; UMBEHAUN, PEDRO N.; MESQUITA, ROBERTO N. de; MASOTTI, PAULO H.F.Artigo IPEN-doc 10640 Simulacao e analise do fenomeno de circulacao natural monofasica e bifasica no circuito experimental instalado na engenharia quimica POLI-USP, com o codigo RELAP52005 - ANDRADE, D.A.; SABUNDJIAN, G.; UMBEHAUN, P.E.; TORRES, W.M.; BELCHIOR JUNIOR, A.; ROCHA, R.T.V.; FERNANDES, T.D.J.; CARVALHO, A.D.Artigo IPEN-doc 10651 Simulacao de acidentes tipo LOCA em Angra 2 com o codigo RELAP5/MOD3.22005 - ANDRADE, D.A.; SABUNDJIAN, G.; UMBEHAUN, P.E.; TORRES, W.M.Artigo IPEN-doc 10697 Modelagem do núcleo do reator IEA-R1 com o código RELAP52005 - ROCHA, R.T.V.; ANDRADE, D.A.; SABUNDJIAN, G.; BELCHIOR JUNIOR, A.; UMBEHAUN, P.E.; TORRES, W.M.Neste trabalho apresenta-se uma modelagem preliminar para o núcleo do reator IEA-R1 com o código RELAP5. A distribuição de potência é fornecida pelo código de neutrônica CITATION. O principal objetivo é modelar o núcleo do reator IEA-R1 e validar a modelagem proposta através da comparação dos resultados com os de outros códigos tais como o PARET e o COBRA, que foram utilizados na elaboração do capítulo de análise de acidentes do Relatório de Análise de Segurança (RAS) desta planta. Apresentam-se cálculos preliminares para algumas simulações através de componentes do tipo dependentes do tempo, os quais são utilizados para simular as condições de contorno da planta. Os resultados preliminares são comparados aos disponíveis para o reator IEA-R1. Este trabalho terá continuidade através da modelagem de toda a planta. Posteriormente serão realizadas análises de vários transientes e acidentes onde a eficiência da atuação do Sistema de Resfriamento de Emergência será analisada a fim de verificar o seu funcionamento em desempenhar sua função, como previsto pelo projeto, para preservar a integridade do núcleo do reator e garantir o seu resfriamento.Artigo IPEN-doc 13460 Analise teórico e experimental do fenômeno de circulação natural2008 - SABUNDJIAN, GAIANE; ANDRADE, DELVONEI A. de; UMBEHAUN, PEDRO E.; TORRES, WALMIR M.; CASTRO, ALFREDO J.A. de; CONTI, THADEU das N.; MASOTTI, PAULO H.F.; MESQUITA, ROBERTO N. de; PALADINO, PATRICIA A.; BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; BORGES, EDUARDO M.; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; ROCHA, RICARDO T.V. da; DAMY, OSVALDO L.A.O objetivo deste trabalho consiste em estudar o fenômeno da circulação natural em circuitos experimentais para aplicação em instalações nucleares. Dada a nova geração de reatores nucleares compactos, que utiliza a circulação natural do fluido refrigerante como sistema de refrigeração e de remoção de calor residual, em caso de acidente ou desligamento de plantas nucleares é que houve um crescente interesse na comunidade cientifica pelo estudo desse fenômeno. Um circuito experimental foi montado no Departamento de Engenharia Química da Escola Politécnica da USP, com o objetivo de estudar o fenômeno de circulação natural monofásica e bifásica. Foram realizados experimentos com diferentes níveis de potência no aquecedor e vazão de água de resfriamento no circuito secundário, que originou um banco de dados que foi utilizado para validar alguns programas computacionais de termo-hidráulica. Os resultados experimentais obtidos para os regimes monofásico e bifásico são apresentados neste trabalho como também os resultados teóricos obtidos com o código RELAP5/MOD3.2.2gama[1].Artigo IPEN-doc 18201 The behaviour of ANGRA 2 nuclear power plant core for a small break LOCA simulated with RELAP5 code2012 - SABUNDJIAN, GAIANE; ANDRADE, DELVONEI A.; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; ROCHA, MARCELO da S.; CONTI, THADEU das N.; TORRES, WALMIR M.; UMBEHAUN, PEDRO E.; MESQUITA, ROBERTO N.; MASOTTI, PAULO H.F.Artigo IPEN-doc 18200 Flow regime identification in natural circulation phenomenon using RELAP5 code2012 - SABUNDJIAN, GAIANE; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; MESQUITA, ROBERTO N.; MASOTTI, PAULO H.F.; ANDRADE, DELVONEI A.; TORRES, WALMIR M.; UMBEHAUN, PEDRO E.; CONTI, THADEU das N.; ANGELO, GABRIEL
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