GAIANE SABUNDJIAN

GAIANE SABUNDJIAN

(Fonte: Lattes)

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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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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).
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.