ALTAIR ANTONIO FALOPPA

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  • Resumo IPEN-doc 30153
    Correlations of mechanical properties by SPT (Small Punch Test) and conventional tensile test for Al 6061 – T6
    2023 - LOBO, RAQUEL de M.; CASTAGNET, MARIANO; MIRANDA, CARLOS A. de J.; FALOPPA, ALTAIR A.; LIMA, JOSE R. de; MATTAR NETO, MIGUEL; PEREIRA, LETICIA dos S.; ANDRADE, ARNALDO H.P. de
    The Small Punch Test (SPT) was development by nuclear industries to analyses mechanical properties of irradiated materials principally by small volume of the samples. This technique intend to evaluate the materials behavior during the time life of nuclear reactors, where yours properties changed by irradiation intensity and exposition time. It is considered an almost ¨non-destructive” method [2] due to small sample volume and its applications are spreading for use in situations where conventional methods do not apply. SPT consists of pressing a sphere, with a diameter equal to 2.5 mm, in a miniaturized sample of circular geometry (diameter d = 8 mm and thickness about 0.5 mm)[1], which has fixed edges, tested in conventional mechanical testing machines with the aid of a device developed for their achievement. In this work, mechanical properties of aluminum (Al 6061-T6) were abstained by two different methods: conventional tensile test and the small punch test (SPT). The SPT results depends on graph interpretations and discussions take place at now. Correlations of results guide us in choosing the most appropriated method for interpreting the force x displacement graph from SPT.
  • Artigo IPEN-doc 29551
    IEA-R1 renewed primary system pump B1-B nozzles stress analysis
    2022 - FALOPPA, A.A.; FAINER, G.; FIGUEIREDO, C.D.R.; CARVALHO, D.S.M.; MATTAR NETO, M.
    The present report is a summary of the structural analysis of the pump nozzles applying the finite element method by using the Ansys computer program. The IEA-R1 RR is an open pool-type moderated and cooled by light water using beryllium/graphite as a reflector. The reactor can reach up to 5MW of thermal power cooled by the primary and secondary systems. The primary coolant system consists of a piping arrangement, a decay tank, two pumps, and two heat exchangers. The primary pump B1-B presented some failures requiring refurbishment by a new one. The pump used in the IEA-R1 must meet the requirements inherent to the nuclear installation, in addition to the operational requirements for rotating equipment, such as flow and pressure, and structural integrity of the body and nozzles. The supplier specified the type of pump suitable for the System. The pump furnished granted mechanical allowable loads for the nozzles that were lower than the loads imposed by the piping on the nozzles. To enable the installation of the pump in the primary circuit, new support was inserted in the piping system next to the pump minimizing efforts and deformations. A piping stress analysis was carried out to obtain the new efforts imposed on the nozzles. For validation of the motor pump set, a verification of the nozzles was done compared with API 610 standard loads, and the allowable loads of the provider. Finally, a structural analysis of the pump nozzles with the new loads was developed using the finite element method. The calculated stresses meet the limits prescribed by the ASME code; therefore, the new B1-B Pump is approved for operation at the IEA-R1 Nuclear Research Reactor primary circuit.
  • Resumo IPEN-doc 29197
    The use of miniaturized samples to determine mechanical properties of materials
    2022 - LOBO, RAQUEL de M.; CASTAGNET, MARIANO; MIRANDA, CARLOS A. de J.; LIMA, JOSE R. de; FALOPPA, ALTAIR A.; MATTAR NETO, MIGUEL; PEREIRA, LETICIA dos S.; ANDRADE, ARNALDO H.P. de
    The caracterization of irradiated materials through the SPT (Small Punch Test) technique uses miniaturized samples, with 8 mm in diameter and 0.5 mm in thickness, which has fixed edges, pressed by a sphere that has a diameter d=2.5 mm[1], tested in convencional mechanical testing machines, with the aid of a device developed for their achivement. This tecnique developed for nuclear industry can be used where conventional methods do not apply because it is considered an almost “non-destructive” method[2]due to the small sample volume. In this work two different devices were developed to perform tests at room and sub-zero temperature. The SPT tests will be carried out on standardized nuclear materials unirradiated (ferritic and stainless steels) for later correlation with conventional mechanical tests. Several mechanical properties will be obtained such as yield stress, tensile strength and fracture properties of the materials such as its toughness.
  • Relatório IPEN-doc 28801
    Relatório de acompanhamento da desmontagem do núcleo tipo vareta e montagem do núcleo tipo placa do reator nuclear IPEN/MB-01
    2022 - FALOPPA, ALTAIR A.; JUNQUEIRA, FERNANDO de C.; LANDIM, HUGO R.
    Este documento tem como objetivo descrever a execução da desmontagem do núcleo de combustível tipo varetas e a montagem do novo núcleo combustível tipo placas do Reator Nuclear IPEN/MB-01 incluindo os registros da empresa contratada e os testes de funcionamento dos sistemas de queda.
  • Relatório IPEN-doc 28646
    Análise de tensões do suporte "SP-22"
    2022 - FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.
    O objetivo deste relatório técnico é documentar os resultados da: → → ANÁLISE ESTRUTURAL DO SUPORTE “SP-22” que foi instalado, por recomendação do fabricante da bomba, na tubulação do Circuito Primário do reator IEA-R1 próximo do bocal de sucção da Nova Bomba “B1-B”. Para a verificação da integridade estrutural do Suporte “SP-22” foi desenvolvido um modelo de cálculo numérico aplicando-se o seguinte procedimento: → - desenvolver desenho do suporte com modelo sólido tridimensional no programa SolidWorks; → - desenvolver, a partir do desenho 3D acima, um modelo numérico, aplicando o método dos elementos finitos com o programa de computador ANSYS; → - realizar um estudo para a seleção de uma malha de elementos finitos adequada; → - aplicar as condições de contorno ao modelo de cálculo, simulando o vinculo da estrutura do suporte com o prédio do reator. → - realizar as simulações no programa ANSYS, aplicando as cargas oriundas da análise de tensões da tubulação ao modelo de cálculo, incluindo as cargas de atrito e peso próprio; → - realizar o pós-processamento no programa ANSYS, para obter a distribuição das tensões: normal, flexão e cisalhamento. Os resultados obtidos para o suporte “SP-22” da tubulação do Circuito Primário do Reator IEA-R1, ver tabela acima, mostram o pleno atendimento aos limites do código ASME B31.1 e MSS-SP-58, para as tensões: normal, flexão, cisalhamento e combinada. A rigidez real do suporte “SP-22” foi calculada e atende os critérios, da norma WRC-353 e da prática de engenharia das usinas nucleares de Angra 1 e Angra 2, para o desacoplamento do projeto e análise estrutural do suporte de modo independente da tubulação. Deste modo, está comprovado o projeto e a integridade estrutural do suporte “SP-22” da tubulação do Circuito Primário do Reator IEA-R1.
  • Relatório IPEN-doc 28645
    Avaliação estrutural das tubulações de conexão com a nova bomba B1-B do circuito primário do IEA-R1
    2021 - FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.
    O objetivo deste relatório técnico é documentar a análise estrutural realizada para se avaliar relevância das modificações da tubulação nas regiões próximas aos bocais da nova bomba que irá substituir a “Bomba B1-B” do Circuito Primário do reator IEA-R1. O processo de aquisição da nova bomba foi realizado mediante licitação pública vencida pela empresa “Acqua Vitae Tecnologia de Bombeamento”, contrato nº 049/19, que engloba a sua instalação em campo. A instalação da Nova Bomba B1-B no Circuito Primário do reator IEA-R1 consta das seguintes etapas: √ instalação do conjunto motobomba sobre a estrutura de aço fixada sobre o concreto; √ conexão da tubulação com o bocal de sucção; √ √ tubulação conectada ao bocal não foi alterada; √ √ foi introduzido o suporte SP-22 na válvula CP-VGV-02. √ conexão da tubulação com o bocal de descarga; √ √ trecho da tubulação conectada ao bocal da bomba antiga foi retirado; √ √ foi introduzido um trecho de tubo reto para conectar a tubulação ao bocal. Foi desenvolvida uma análise de tensões para se verificar o impacto, global e local, das modificações nas tubulações que conectam com os bocais da bomba. O modelo de cálculo é o modelo da análise de tensões das tubulações do Circuito Primário do reator IEA-R1 da ref. [6], onde foi aplicado o critério de se desenvolver a modelagem da tubulação entre pontos de ancoragem. Deste modo, foram elaborados os seguintes modelos de cálculo: √ Modelo de Cálculo #1 – Tubulação entre o bocal de saída do Tanque de Decaimento e o bocal de sucção das bombas (B1A / B1B). Ver figura 5; √ Modelo de Cálculo #2 – Tubulação entre a descarga das bombas (B1A / B1B) e o bocal de entrada dos Trocadores de Calor (CBC & IESA). Ver figura 6. Os resultados das máximas tensões equivalentes obtidos com a simulação numérica dos modelos de cálculo #1 e #2, na “Condição de Projeto” e “Condição de Operação” do Circuito Primário do Reator Nuclear de Pesquisa IEA-R1, atendem os limites prescritos pelo código ASME B31.1.
  • Artigo IPEN-doc 28279
    Small punch tests with a recently developed device in IPEN
    2021 - MIRANDA, C.A.J.; ANDRADE, A.H.P. de; CASTAGNET, M.; LOBO, R.M.; FALOPPA, A.A.; MATTAR NETO, M.; LIMA, J.R.; PEREIRA, L.S.
  • Artigo IPEN-doc 28278
    Small punch test devices in development at IPEN aiming to perform tests in RMB hot cells
    2021 - MIRANDA, C.A.J.; LIMA, J.R.; FALOPPA, A.A.; ANDRADE, A.H.P. de; MATTAR NETO, M.; CASTAGNET, M.; LOBO, R.M.; PEREIRA, L.S.
  • Artigo IPEN-doc 28251
    Numerical analysis of the small punch test for different theoretical materials
    2021 - PEREIRA, L.S.; MATTAR NETO, M.; MIRANDA, C.A.J.; LIMA, J.R.; FALOPPA, A.A.; ANDRADE, A.H.P. de; CASTAGNET, M.; LOBO, R.M.