GAIANE SABUNDJIAN

Resumo

Possui graduação em Bacharel e Licenciatura Em Física pela Pontifícia Universidade Católica de São Paulo(1978), mestrado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência pelo Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares(1981) e doutorado em Engenharia Mecânica pela Escola Politêcnica de São Paulo(1999). Atualmente é TECNOLOGISTA SENIOR do Comissão Nacional de Energia Nuclear. Tem experiência na área de Engenharia Nuclear, com ênfase em Tecnologia dos Reatores. Atuando principalmente nos seguintes temas:Elementos Finitos, Formulação Petrov-Galerkin, Equações de Navier-Stokes, Fluidos Incompressíveis, Funções de Expansão Hierárquicas. (Texto extraído do Currículo Lattes em 13 out. 2021)

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  • Artigo IPEN-doc 28268
    RELAP5 code simulation of the Angra2 pressurizer surge line accident
    2021 - SABUNDJIAN, GAIANE; PACHECO, RAFAEL R.; CONTI, THADEU das N.; LIMA, ANA C. de S.; SANCHES, ANDREA
  • Artigo IPEN-doc 27242
    Análise do acidente de perda de refrigerante primário devido a quebra da linha de surto do pressurizador da usina nuclear Angra 2
    2020 - BORGES, EDUARDO M.; CONTI, THADEU das N.; SANCHES, ANDREA; SABUNDJIAN, GAIANE
    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).
  • Artigo IPEN-doc 26677
    Pixel-position-based lossless image compression algorithm
    2019 - CABRAL, EDUARDO L.L.; SABUNDJIAN, GAIANE; CONTI, THADEU das N.
    In this paper we present a novel lossless image compression method that is very simple and fast. The method uses linear prediction followed by arithmetic coding. Different prediction functions are used to estimate the intensity of image pixels. Two variants of the prediction algorithm are presented. One variant uses two different prediction functions and the other uses three different prediction functions. The position of the pixel in the image determines which prediction function is used. The method can be applied for images of any size and of high bit-depths. Standard images available in the literature are used to test the method. The compression ratios obtained with the proposed method are compared with the compression ratios obtained with the JPEG-LS and JPEG2000 methods and the results are satisfactory.
  • Artigo IPEN-doc 25067
    Simulação de um SBLOCA em Angra 2 com o RELAP5
    2018 - BORGES, EDUARDO M.; SABUNDJIAN, GAIANE; CONTI, THADEU das N.; BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; GUIMARAES, LAMARTINE N.F.
    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).
  • Artigo IPEN-doc 24784
    Hierarchical expansion method in the solution of the Navier-Stokes Equations for incompressible fluids in laminar two-dimensional flow
    2018 - SABUNDJIAN, GAIANE; CONTI, THADEU das N.; CABRAL, EDUARDO L.L.
    Among the several methods used to solve the Navier-Stokes equations Hierarchical Expansion Method has demonstrated satisfactory results. This work aimed to apply the expansion of the variables in hierarchical functions for the solution of the Navier-Stokes equations for incompressible fluids in two dimensions in laminar flow. This method is based on the finite element method. The expansion functions in this study were based on Legendre polynomials, adjusted in the rectangular elements in such a way that corner, side and area functions were defined. The order of the expansion functions associated with the sides and with the area of the elements is adjusted to the necessary or desired degree. This method is denominated by Hierarchical Expansion Method. In order to validate the proposed numeric method three well-known problems of the literature in two dimensions were analyzed; however, for this paper only one problem was presented. The results demonstrated that method was able to provide precise results. From the results obtained in this paper it is possible to conclude that the hierarchical expansion method can be effective for the solution of fluid dynamic problems that involve incompressible fluids.
  • Artigo IPEN-doc 23159
    Application of the hierarchical functions expansion method for the solution of the two dimensional navier-stokes equations for compressible fluids in high velocity
    2017 - CONTI, THADEU das N.; CABRAL, EDUARDO L.L.; SABUNDJIAN, GAIANE
    This work presents a new application for the Hierarchical Function Expansion Method for the solution of the Navier-Stokes equations for compressible fluids in two dimensions and in high velocity. This method is based on the finite elements method using the Petrov-Galerkin formulation, know as SUPG (Streamline Upwind Petrov-Galerkin), applied with the expansion of the variables into hierarchical functions. To test and validate the numerical method proposed as well as the computational program developed simulations are performed for some cases whose theoretical solutions are known. These cases are the following: continuity test, stability and convergence test, temperature step problem, and several oblique shocks. The objective of the last cases is basically to verify the capture of the shock wave by the method developed. The results obtained in the simulations with the proposed method were good both qualitatively and quantitatively when compared with the theoretical solutions. This allows concluding that the objectives of this work are reached.
  • Artigo IPEN-doc 23030
    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
    2016 - BORGES, EDUARDO M.; CONTI, THADEU das N.; SABUNDJIAN, GAIANE
    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.
  • Resumo IPEN-doc 23885
    Heat transfer mode in the core of the Angra 2 nuclear power plant during small break loca obtained with RELAP5 code
    2013 - SABUNDJIAN, GAIANE; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; CONTI, THADEU das N.; ROCHA, MARCELO da S.; ANDRADE, DELVONEI A. de; TORRES, WALMIR M.; MACEDO, LUIZ A.; UMBEHAUN, PEDRO E.; MESQUITA, ROBERTO N. de; LIMA, ANA C. de S.
    This work aims to identify the heat transfer mode with RELAP5/MOD3.2.gama code in the core of Angra 2 facility. The postulate accident is the Loss of Coolant Accident (LOCA) in the primary circuit for Small Break (SB), which is described in Chapter 15 of the Final Safety Analysis Report of Angra 2 (FSAR). The accident consists basically of the total break of the cold leg of Angra 2 facility. The rupture area considered was 380 cm2, which represents 100% of the primary circuit pipe °ow area. The Emergency Core Cooling System (ECCS) e±ciency is also tested in this accident. In this simulation, failure and repair criteria are adopted for the ECCS components in order to verify the system operation e±ciency - preserving the integrity of the reactor core and guaranteeing its cooling - as expected by the project design. SBLOCA accidents are characterized by a fast blowdown in the primary circuit to values that activate the low pressure injection system followed by the water injection from the accumulators. The thermal-hydraulic processes inherent to the accident phenomenon, such as hot leg vaporization and consequently core vaporization cause inappropriate °ow distribution in the reactor core that can lead to reduction in the core liquid level, up to the point that the ECCS is able to re°ood it. This work shows the mode numbers and the wall convection heat transfer used in the RELAP5 code that were accessed during the execution of the program. The results showed that the numerical simulations with RELAP5 were satisfactory and that the ECCS worked e±ciently, guaranteeing the integrity of the reactor core.
  • Publicação IPEN-doc 04058
  • Publicação IPEN-doc 04042
    Metodologia simplificada para analise da contencao de Angra 1
    1991 - CONTI, T.N.; SOUZA, A.L.; SABUNDJIAN, G.