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 30242
    RELAP5 code theoretical simulation of the experiment of natural circulation STAR
    2023 - SABUNDJIAN, GAIANE; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; MAPRELIAN, EDUARDO
    Studies have been carried out on nuclear reactors with safety characteristics that do not depend on external intervention by operators or even on an external energy source. In this type of reactors, cooling is carried out by natural circulation, both during normal operation and during shutdown. For this reason, the STAR experiment was built in the IEA-R1 research reactor installed at the Institute for Energy and Nuclear Research (IPEN) – Brazil, with the aim of simulating experiments with the RELAP5 code in order to validate its models in two scenarios: total and partial emptying of the STAR. The results obtained with the RELAP5 code were compared to the experimental ones for the two proposed scenarios. These results showed that the mathematical correlations contained in RELAP5 are capable of reliably and safely reproducing the phenomenology of natural circulation in nuclear reactors.
  • 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 27183
    Total and partial loss of coolant experiments in an instrumented fuel assembly of IEA-R1 research reactor
    2020 - MAPRELIAN, EDUARDO; TORRES, WALMIR M.; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO; UMBEHAUN, PEDRO E.; BERRETTA, JOSE R.; SABUNDJIAN, GAIANE
    The 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 25153
    Uncertainty calculation in small break LOCA in the emergency core cooling system connected to the hot leg of Angra 2 nuclear power plant
    2018 - BORGES, EDUARDO M.; SABUNDJIAN, GAIANE; DAURIA, FRANCESCO; PETRUZZI, ALESSANDRO
    Owing to the occurrence of nuclear accidents, worldwide nuclear regulatory organisations included the analysis of accidents considered as design basis accidents – Loss of Coolant Accident (large and small-break, LBLOCA or SBLOCA) – in the safety analysis reports of nuclear facilities. In Brazil, the tool selected by the licensing authority, Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), is RELAP5 Code. The aim of this paper is the evaluation of the performance of the Emergency Core Cooling System (ECCS) of Angra 2 nuclear reactor during SBLOCA. In this study, the RELAP5 code and the Code Internal Assessment of Uncertainty (CIAU) were used to simulate and analyse the uncertainties of the results. The postulated accident is the SBLOCA in the hot leg connected to the ECCS described in the Final Safety Analysis Report of Angra 2 (FSAR/A2). The results from this study were satisfactory when compared with the FSAR/A2.
  • 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 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.