ALTAIR ANTONIO FALOPPA
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Artigo IPEN-doc 29551 IEA-R1 renewed primary system pump B1-B nozzles stress analysis2022 - 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.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-R12021 - 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 28230 IEAR1 renewed primary system pump B1B nozzles stress analysis2021 - FALOPPA, A.A.; FAINER, G.; FIGUEIREDO, CAROLINA D.R.; CARVALHO, D.S.M.; MATTAR NETO, M.Relatório IPEN-doc 27482 Análise de tensões dos bocais da Nova Bomba B1-B do Circuito Primário do reator IEA-R12020 - FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.O objetivo deste relatório técnico é documentar a análise de tensões dos bocais de sucção e descarga da “Nova Bomba B1-B” do Circuito Primário do reator IEA-R1, que substituí a bomba antiga, de acordo com o contrato nº 049/2019 com a empresa “Acqua Vitae Tecnologia em Bombeamentos”. A análise de tensões dos bocais de sucção e descarga da “Nova Bomba B1-B” foi realizada com o desenvolvimento de um modelo de cálculo numérico aplicando-se o método dos elementos finitos com o programa de computador para análise estrutural ANSYS. Foram aplicados os seguintes carregamentos para a simulação do modelo de cálculo da “Nova Bomba B1-B”: ✔ Condição de Projeto: * Pressão de projeto * Peso próprio * Cargas mecânicas da tubulação * Carga mecânica de desacoplamento do modelo de cálculo ✔ Condição de Operação: * Pressão de operação * Peso próprio * Temperatura de operação * Cargas mecânicas da tubulação * Carga mecânica de desacoplamento do modelo de cálculo. A análise de tensões foi realizada comparando-se as tensões equivalentes calculadas, linearizadas e categorizadas para a “Condição de projeto” e “Condição de Operação”, com os limites do código ASME VIII, Division 2, para se evitar o Colapso Plástico, e, utilizandose a tensão admissível do código ASME VIII, Division 1. A tabela abaixo mostra as tensões equivalentes (N/mm2) resultantes após a simulação do modelo de cálculo. Na tabela acima observa-se que as tensões calculadas nos bocais da “Nova Bomba B1-B”, 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, Section VIII, Division 1 & 2. Portanto, está comprovada a integridade estrutural dos bocais de sucção e descarga da “Nova Bomba B1-B” do Circuito Primário do Reator Nuclear de Pesquisa IEA-R1.Artigo IPEN-doc 24028 Structural evaluation of IEA-R1 primary system pump nozzles2017 - FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.; OLIVEIRA, CARLOS A. de; MATTAR NETO, MIGUELThe 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.Relatório IPEN-doc 21443 Análise de tensões dos suportes da tubulação do circuito primário do IEA-R1 na condição "as Built"2015 - FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.Relatório IPEN-doc 21442 Análise de tenssões das tubulações do circuito primário do IER-R1 na condição "As Built"2015 - FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.Relatório IPEN-doc 21441 Análise de tensões dos bocais da piscina, bombas e equipamentos conectados na tubulação do circuito primário do IEA-R12015 - FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.Relatório IPEN-doc 21440 Avaliação do levantamento dimensional nas tubulações e suportes do circuito primário do IEA-R1 na condição "As Built", referente à reforma do contrato no. 52922015 - FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A.