Modelagem do núcleo do reator IEA-R1 com o código RELAP5

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dc.contributor.authorROCHA, R.T.V.pt_BR
dc.contributor.authorANDRADE, D.A.pt_BR
dc.contributor.authorSABUNDJIAN, G.pt_BR
dc.contributor.authorBELCHIOR JUNIOR, A.pt_BR
dc.contributor.authorUMBEHAUN, P.E.pt_BR
dc.contributor.authorTORRES, W.M.pt_BR
dc.coverageInternacionalpt_BR
dc.creator.eventoINTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA E REATORES THERMAL HIDRAULICA, 14thpt_BR
dc.date.accessioned2014-11-17T18:35:16Zpt_BR
dc.date.accessioned2014-11-18T18:28:28Zpt_BR
dc.date.accessioned2015-04-02T03:18:55Z
dc.date.available2014-11-17T18:35:16Zpt_BR
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dc.date.available2015-04-02T03:18:55Z
dc.date.eventoago. 28 - set. 2, 2005pt_BR
dc.description.abstractNeste trabalho apresenta-se uma modelagem preliminar para o núcleo do reator IEA-R1 com o código RELAP5. A distribuição de potência é fornecida pelo código de neutrônica CITATION. O principal objetivo é modelar o núcleo do reator IEA-R1 e validar a modelagem proposta através da comparação dos resultados com os de outros códigos tais como o PARET e o COBRA, que foram utilizados na elaboração do capítulo de análise de acidentes do Relatório de Análise de Segurança (RAS) desta planta. Apresentam-se cálculos preliminares para algumas simulações através de componentes do tipo dependentes do tempo, os quais são utilizados para simular as condições de contorno da planta. Os resultados preliminares são comparados aos disponíveis para o reator IEA-R1. Este trabalho terá continuidade através da modelagem de toda a planta. Posteriormente serão realizadas análises de vários transientes e acidentes onde a eficiência da atuação do Sistema de Resfriamento de Emergência será analisada a fim de verificar o seu funcionamento em desempenhar sua função, como previsto pelo projeto, para preservar a integridade do núcleo do reator e garantir o seu resfriamento.
dc.event.siglaINAC,2005; ENFIR,14pt_BR
dc.identifier.citationROCHA, R.T.V.; ANDRADE, D.A.; SABUNDJIAN, G.; BELCHIOR JUNIOR, A.; UMBEHAUN, P.E.; TORRES, W.M. Modelagem do nucleo do reator IEA-R1 com o codigo RELAP5. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA E REATORES THERMAL HIDRAULICA, 14th, ago. 28 - set. 2, 2005, Santos, SP. <b>Anais...</b> Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/17627.
dc.identifier.orcidhttps://orcid.org/0000-0002-2887-0759
dc.identifier.orcidhttps://orcid.org/0000-0001-9544-4509
dc.identifier.orcidhttps://orcid.org/0000-0002-6689-3011
dc.identifier.urihttp://repositorio.ipen.br/handle/123456789/17627pt_BR
dc.local.eventoSantos, SPpt_BR
dc.publisherSao Paulo: ABEN, 2005pt_BR
dc.rightsopenAccesspt_BR
dc.subjectboundary conditionspt_BR
dc.subjectc codespt_BR
dc.subjectcomputerized simulationpt_BR
dc.subjectfuel elementspt_BR
dc.subjectiear-1 reactorpt_BR
dc.subjectp codespt_BR
dc.subjectpower distributionpt_BR
dc.subjectr codespt_BR
dc.subjectreactor corespt_BR
dc.subjectreactor shutdownpt_BR
dc.subjecttemperature measurementpt_BR
dc.subjecttime dependencept_BR
dc.subjectvalidationpt_BR
dc.titleModelagem do núcleo do reator IEA-R1 com o código RELAP5pt_BR
dc.typeTexto completo de eventopt_BR
dspace.entity.typePublication
ipen.autorWALMIR MAXIMO TORRES
ipen.autorPEDRO ERNESTO UMBEHAUN
ipen.autorGAIANE SABUNDJIAN
ipen.autorDELVONEI ALVES DE ANDRADE
ipen.codigoautor188
ipen.codigoautor754
ipen.codigoautor202
ipen.codigoautor1258
ipen.contributor.ipenauthorWALMIR MAXIMO TORRES
ipen.contributor.ipenauthorPEDRO ERNESTO UMBEHAUN
ipen.contributor.ipenauthorGAIANE SABUNDJIAN
ipen.contributor.ipenauthorDELVONEI ALVES DE ANDRADE
ipen.date.recebimento05-10pt_BR
ipen.event.datapadronizada2005pt_BR
ipen.identifier.ipendoc10697pt_BR
ipen.notas.internasAnaispt_BR
ipen.type.genreArtigo
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sigepi.autor.atividadeANDRADE, D.A.:1258:21:Npt_BR
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sigepi.autor.atividadeUMBEHAUN, P.E.:754:21:Npt_BR
sigepi.autor.atividadeTORRES, W.M.:188:21:Npt_BR
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