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 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 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 24026
    Identification of flow regimes and heat transfer modes in ANGRA2 core during the simulation of the small break loss of coolant accident of 250 cm2 in the cold leg of primary loop using RELAP5 code
    2017 - BORGES, EDUARDO M.; SABUNDJIAN, GAIANE
    The aim of this paper is to identify the flow regimes, the heat transfer modes, and the correlations used by RELAP5/MOD3.2.gama code in ANGRA 2 during the Small-Break Loss-of-Coolant Accident (SBLOCA) with a 250cm2 of rupture area in the cold leg of primary loop. The Chapter 15 of the Final Safety Analysis Report of ANGRA 2 (FSAR-A2) reports this specific kind of accident. The results from this work demonstrated the several flow regimes and heat transfer modes that can be present in the core of ANGRA 2 during the postulated accident. The results obtained for Angra2 nuclear reactor core during the postulated accident were satisfactory when compared with the FSAR-A2. Additionally, the results showed the correct actuation of the ECCS guaranteeing the integrity of the reactor core.
  • 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 20663
    The analysis of ANGRA 2 Nuclear Power Plant Core during the for small break LOCAs in the top of the vessel, using RELAPS code
    2014 - BORGES, EDUARDO M.; SABUNDJIAN, GAIANE; LIMA, ANA C. de S.; CONTI, THADEU das N.