ALTAIR ANTONIO FALOPPA

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    Artigo IPEN-doc 26370
    Structural integrity analysis of the heavy water reflector tanks of the IPEN/MB-01 Reactor
    2019 - FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.; OLIVEIRA, CARLOS A. de; JUNQUEIRA, FERNANDO C.; FIGUEIREDO, CAROLINA D.R.; SANTOS, MARCELO M. dos; CARVALHO, DANIEL S.M.; MATTAR NETO, MIGUEL
    The IPEN/MB-01 is a zero power research reactor designed and built by IPEN in partnership with the Brazilian Navy. This reactor is located in IPEN and began operating in 1988. IPEN/MB-01 has been used as an experimental facility for studies on neutron parameters of nuclear reactors moderated by light water. In 2016, a project to modify the core structure of IPEN/MB-01 Reactor was initiated. This project aims the replacement of the rod-type fuel structure for a plate-type one. In order to optimize the performance of the experiments, four tanks filled with D2O were installed around the core. This new core will contain fuel elements that are similar to the ones that will be used in the Brazilian Multipurpose Reactor. In this paper, a complete structural integrity analysis of the four heavy water reflector tanks installed in IPEN/MB-01 Reactor is presented. A numerical analysis was performed applying the finite element method, using ANSYS software and considering ASME Code VIII, division 2.
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    Artigo IPEN-doc 26369
    Structural assessment of pressurizer V-102 of the circuit Orquídea
    2019 - FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.; ALMEIDA, JOEDSON T. de; FIGUEIREDO, CAROLINA D.R.; CARVALHO, DANIEL S.M.; MATTAR NETO, MIGUEL
    The Water Experimental Circuit (CEA) was built in IPEN in eighties and had the aim to perform thermal hydraulic experiments, simulating operational condition of Pressurized Water Reactors and Boiling Water Reactors. The CEA operated until 1984 and since then it was decommissioned. In order to do hydrodynamics tests in MTR fuel type elements of nuclear research reactor, in the years 2015, was conceived an experimental circuit named Orquidea, which shall operate with low pressure and temperature. This paper assess the mechanical and structural suitability of the Pressurizer V-102, that was used in the former Water Experimental Circuit (CEA) aiming reuse this vessel in new the circuit. The methodology applied to evaluate the vessel was based on ASME code, Section VIII, Division 1 & 2.
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    Relatório IPEN-doc 24916
    Circuito Orquídea: avaliação estrutural do pressurizador V-102
    2018 - FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.; ALMEIDA, JOEDSON T. de
    O objetivo deste relatório técnico é documentar a avaliação mecânica do: “ Pressurizador V-102” do Circuito Experimental de Água (“CEA”) do IPEN, também conhecido como “Loop 70”, para se verificar a possibilidade de sua reutilização no Circuito Hidrodinâmico para testes de Elementos Combustíveis – Orquídea. O projeto e construção do Pressurizador V-102 foi desenvolvido com o código ASME VIII division 1 no ano de 1977. O Pressurizador V-102 foi avaliado, através da análise estrutural das partes mecânicas, aplicando o código do projeto original, ou seja, ASME VIII division 1 nas seguintes condições:  Pressão interna = 2.0 N/mm2;  Temperatura de Operação = 60º C. Os resultados da avaliação podem ser resumidos conforme descrito abaixo:  Espessura de parede das partes mecânicas pressurizadas atendem os requisitos de espessura mínima;  A máxima pressão de trabalho (MAWP) é 5.8 N/mm2;  Os bocais não requerem reforço; Os bocais: N1, instalado em um flange cego, e N4, prolongado para o interior do vaso V-102 são configurações estruturais não previstas pelo código ASME VIII, Division 1  A distância entre bocais atende o critério da distância mínima;  As tensões nos flanges, de ½”, ¾”, 1½” e 10”, atendem os limites admissíveis; O flange cego aparafusado de 10” e com um bocal instalado é uma configuração estrutural não prevista pelo código ASME VIII, Division 1  As tensões nas soldas de topo e filete atendem os limites admissíveis;  Não foi encontrada nenhuma referência, relatório ou documento, que relate alguma inspeção em serviço realizada nas partes mecânicas do Pressurizador V-102. A avaliação estrutural do flange cego e bocais N1 & N4 foi desenvolvida, adotando-se a metodologia do código ASME VIII division 2. Foi, então, realizada a análise de tensões do Pressurizador V-102, aplicando-se o método das tensões elásticas, com o programa de análise estrutural por elementos finitos ANSYS. As tensões equivalentes calculadas para o flange cego e bocais N1 & N4, na condição de projeto e operação, atendem os limites prescritos pelo código ASME VIII division 2. Deste modo, está comprovada a adequação mecânica e estrutural das partes mecânicas do Pressurizador V-102. Considerando que não há registros de inspeções periódicas do Pressurizador V-102, desde o início de sua operação em 1977, recomendamos, antes da sua reutilização no circuito “Orquídea”, o seguinte procedimento:  “Inspeção Visual interna e externa das partes mecânicas do Pressurizador V-102”.
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    Relatório IPEN-doc 24915
    Circuito Orquídea: avaliação estrutural do tanque de armazenamento / desaerador V-101
    2018 - FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.; ALMEIDA, JOEDSON T. de
    O objetivo deste relatório técnico é documentar a avaliação mecânica do:  Tanque de Armazenamento / Desaerador (V-101) do Circuito Experimental de Água (“CEA”) do IPEN, também conhecido como “Loop 70”, para se verificar a possibilidade de sua reutilização no Circuito Hidrodinâmico para testes de Elementos Combustíveis – Orquídea. O projeto e construção do Tanque V-101 foi desenvolvido com o código ASME VIII division 1 no ano de 1977. O Tanque V-101 foi avaliado, através da análise estrutural das partes mecânicas internas e externas, aplicando o código do projeto original, ou seja, ASME VIII division 1. Os resultados da avaliação podem ser resumidos conforme descrito abaixo:  Espessura de parede das partes mecânicas pressurizadas atendem os requisitos de espessura mínima;  A máxima pressão de trabalho (“MAWP”) é 1.15 N/mm2;  Os bocais não requerem reforço;  A distância entre os bocais N5 e N10 é menor que a distância mínima, portanto, uma análise de tensões, aplicando-se o método dos elementos finitos com o programa ANSYS, desta região do casco cilíndrico próxima aos bocais foi realizada, observando os requisitos do código ASME VIII division 2. As tensões calculadas no casco cilíndrico e bocais N5 e N10 atendem os limites prescritos pelo código ASME VIII, Division 1&2, na condição de projeto e operação;  As tensões nos flanges e parafusos atendem os limites admissíveis;  As tensões nas soldas de topo e filete atendem os limites admissíveis;  As tensões no perfil L das colunas atendem os limites admissíveis;  As placas de ancoragem foram calculadas aplicando-se o método dos elementos finitos com o programa ANSYS, e as tensões resultantes atendem os limites admissíveis;  Não foi encontrado nenhuma referência, relatório ou documento, que relate alguma inspeção em serviço realizada nas partes mecânicas do Tanque V-101. Portanto, está comprovada a adequação mecânica e estrutural das partes mecânicas do Tanque V-101. Considerando que não há registros de inspeções periódicas do Tanque V-101, desde o início de sua operação em 1977, recomendamos, antes da sua reutilização no circuito “Orquídea”, o seguinte procedimento:  “Inspeção Visual interna e externa das partes mecânicas do Tanque V-101”.
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    Relatório IPEN-doc 24912
    Avaliação estrutural dos tanques de água pesada do reator nuclear de pesquisa IPEN/MB-01
    2018 - FALOPPA, ALTAIR A.; OLIVEIRA, CARLOS A. de; FAINER, GERSON
    O objetivo deste relatório técnico é documentar a análise estrutural realizada para se verificar a integridade estrutural dos: “ Tanques Refletores de Água Pesada (D2O): Norte, Sul, Leste e Oeste” do Reator Nuclear de Pesquisa IPEN/MB-01. As análises estruturais dos Tanques Refletores de Água Pesada foram desenvolvidas, aplicando-se o código ASME VIII division 1 & 2, e os resultados estão resumidos na tabela abaixo:  ASME VIII division 1 – Tanques Refletores Norte & Sul & Leste & Oeste  Espessura das chapas atendem os requisitos de espessura mínima;  A máxima pressão de trabalho (MAWP) é 0.05 N/mm2;  A Pressão de Teste Hidrostático é 0.057 N/mm2;  Os bocais não requerem reforço;  A distância entre bocais atende ao critério da distância mínima. A distância entre bocais e borda da chapa dos Tanques Leste e Oeste atende ao critério da distância mínima. A distância entre bocais e borda da chapa dos Tanques Refletores de Água Pesada Norte e Sul é menor que a distância mínima;  As tensões calculadas por método analítico nas placas laterais, tampos e distanciadores dos Tanques Refletores de Água Pesada Leste e Oeste não atendem aos limites admissíveis. O método analítico não se mostra adequado para o cálculo completo dos Tanques Refletores de Água Pesada Norte e Sul. As questões acima não resolvidas serão tratadas pelo código ASME VIII division 2.  ASME VIII division 2 – Tanques Refletores Norte & Sul A integridade estrutural dos Tanques Refletores de Água Pesada Norte, Sul, Leste e Oeste foi verificada. Aplicou-se o método de análise das tensões elásticas para se obter as tensões equivalentes, calculadas de acordo com a teoria da energia de distorção máxima, através da simulação numérica com o programa de computador para análise estrutural por elementos finitos ANSYS, nas condições de Operação, Projeto e Teste Hidrostático. As tensões calculadas atendem aos limites prescritos pelo código ASME VIII division 2. Deste modo, os Tanques Refletores de Água Pesada (D2O) Norte, Sul, Leste e Oeste podem ser fabricados, e deverão operar nas seguintes condições:  “Pressão de Operação = 0.0326 N/mm2”;  “Máxima Pressão de Operação (MAWP) = 0.05 N/mm2”;  “Pressão de Teste Hidrostático = 0.057 N/mm2”.
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    Relatório IPEN-doc 24909
    Procedimento para desmontagem e remontagem do núcleo do reator IPEN/MB-01
    2018 - FALOPPA, ALTAIR A.; JUNQUEIRA, FERNANDO de C.; OLIVEIRA, OTÁVIO L. DE
    Este documento tem como objetivo descrever as etapas de desmontagem do núcleo atual (combustível tipo varetas) e montagem do novo núcleo (combustível tipo placas) do Reator Nuclear IPEN/MB-01 incluindo a sequência, o descritivo e os requisitos para a execução do escopo.
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    Resumo IPEN-doc 24609
    Refurbishment of the IEA-R1 primary coolant system piping supports
    2017 - FALOPPA, A.A.; FAINER, G.; OLIVEIRA, C.A.; MATTAR, M.
    This paper presents the study and the structural analysis of the IEA-R1 primary circuit piping supports, considering all the changes involved in the piping system replacement conducted in 2014. The IEA-R1 is a nuclear reactor for research purposes designed by Babcox-Willcox that is operated by IPEN since 1957. The reactor life management and modernization program is being conducted for the last two decades and already resulted in a series of changes, especially on the reactor coolant system. This set of components, divided in primary and secondary circuit, is responsible for the circulation of water into the core to remove heat. In the ageing management program that includes regular inspection, some degradation was observed in the primary piping system. As result, the renewing of the piping system was carried out in 2014. Moreover the poor condition of some original piping supports gave rise to the refurbishment of all piping supports. The aim of the present work is to review the design of the primary system piping supports taking into account the current conditions after the changes and refurbishment.
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    Resumo IPEN-doc 24608
    IEA-R1 renewed primary coolant piping system stress analysis
    2017 - FALOPPA, A.A.; FAINER, G.; OLIVEIRA, C.A.; MATTAR NETO, M.
    A partial replacement of the IEA-R1 piping system was conducted in 2014. The aim of this work is to perform the stress analysis of the renewed primary piping system of the IEA-R1, taking into account the as built conditions and the pipe modifications. The nuclear research reactor IEA-R1 is a pool type reactor designed by Babcox- Willcox, which is operated by IPEN since 1957. The primary coolant system is responsible for removing the residual heat of the Reactor core. As a part of the life management, a regular inspection detected some degradation in the primary piping system. In consequence, part of the piping system was replaced. The partial renewing of the primary piping system did not imply in major piping layout modifications. However, the stress condition of the piping systems had to be reanalyzed. The structural stress analysis of the primary piping systems is now presented and the final results are discussed.
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    Resumo IPEN-doc 24607
    Methodology review for the ageing self-assessment applied at IEA-R1
    2017 - FALOPPA, A.A.; TING, D.K.S.
    The ageing phenomenon is a general process that occurs in all kind of installation in different ways of intensity depending on large spectrum of causes. In a Research Reactor technological ageing and natural physical ageing associated to utilization or decay are present in most of items. This way the main objective of this paper is to describe the methodology applied to study and manage this effect in order to preserve the installation integrity and in addition to present the current status of the ageing management program. Studies and ageing management self-assessment of IEA-R1 IPEN research reactor were conducted following IAEA recommendations contained in the Technical Report 338: "Methodology for the Management of Ageing of Nuclear Power Plant Components Important to Safety", in the TECDOC 792: "Management of Research Reactor Ageing" and in the IAEA - Service Series - "guidelines for the Review or Research Reactor Safety". The self-assessment resulted in the identification of critical components for the ageing management program and also, recommendations for improvement of the Inspection and Testing Plan and Organization of Documents and Records procedures were included. The ageing studies carried out have provided useful information on the present condition of the components of the system, for instance, identifying the major repairs and refurbishing requirements for primary coolant systems.
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    Artigo IPEN-doc 24028
    Structural evaluation of IEA-R1 primary system pump nozzles
    2017 - FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.; OLIVEIRA, CARLOS A. de; MATTAR NETO, MIGUEL
    The IEA-R1 pumps of the primary coolant system may be required to withstand design and operational conditions. IEA-R1 nuclear research reactor is an open pool type reactor operated by IPEN since 1957. The reactor can be operated up to 5MW heating power since it was upgraded in a modernization program conducted by IPEN. The primary coolant system is composed by the piping system, decay tank, two heat pumps and two heat exchangers. In the latest arrangement upgrade of the primary system, conducted in 2014 as part of an aging management program, a partial replacement of the coolant piping and total replacement of piping and pump supports were done. As consequence, reviewed loads in the pump nozzles were obtained demanding a new evaluation of them. The aim of this report is to present the structural evaluation of the pump nozzles, considering the new loads coming from the new piping layout, according to: API 610 code verification, Supplier loads and structural analysis applying finite element method, by using the ANSYS computer program, regarding ASME VIII Div 1 & 2 recommendations.