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IPEN-DOC 07764
- ULRICH, J.C.
; - BUCHMANN, J.H.
; - SARKIS, J.E.S.
. Programa de qualidade em um laboratorio analitico de ultra-tracos.
In: FROTA, M.N. (Ed.); CARMO, L.C.S. (Ed.) INTERNATIONAL CONFERENCE ON ADVANCED METROLOGY IN CHEMISTRY AND LABORATORY QUALITY; BRAZILIAN CONGRESS OF METROLOGY, 2nd; INTER-AMERICAN CONGRESS ON METROLOGY IN CHEMISTRY, 2nd; NATIONAL MEETING OF ACCREDITED LABORATORIES, 2nd,
Dec. 4-7, 2000, Sao Paulo, SP. Proceedings...
2000.
p. 518-528.
Palavras-Chave: quality control; laboratories; chemical analysis; isotope ratio; trace amounts; elements; data covariances
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IPEN-DOC 08784
- CARVALHO, M.A.G.
;- HIROMOTO, G.
. Aplicacao do modelo de dois componentes para calculo de erro, a analise de dados de monitoracao ambiental.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; NATIONAL MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 6th,
Aug. 11-16, 2002, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Rio de Janeiro: ABEN, 2002,
2002.
Palavras-Chave: radiation monitoring; environment; alpha detection; data covariances; statistics
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IPEN-DOC 26197
- ZAHN, GUILHERME S.
; - GENEZINI, FREDERICO A.
. Efficiency stability of HPGe detectors under distinct count rates.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2019.
p. 1092-1096.
Abstract: In this work the reproducibility of the e ciency of di erent HPGe detectors was analyzed under a series
of di erent conditions. The detectors studied were plugged either to a regular analogical ampli er or
to a digital signal processing (DSP) device, in order to evaluate the possible di erences between either
setup. Detectors were inspected by performing a long series of sequential measurements with standard
calibration sources, and comparing the standard deviation of the number of counts per second in each
series to the uncertainty of the individual measurements. Detectors were also subjected to distinct count
rates, in order to verify the possible experimental issues associated with this parameter. The results allow
a discussion on the stability of the detectors' e ciencies over a few days, the possible dependence with
the count rate, and the estimation of the uncertainty related to the e ciency variation.
Palavras-Chave: calibration standards; comparative evaluations; data covariances; efficiency; high-purity ge detectors; stability
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IPEN-DOC 26345
- MADEIRA, ALZIRA A.
;- PEREIRA, LUIZ C.M.
;- SABUNDJIAN, GAIANE
. An Angra 2 LBLOCA simulation model for RELAP5MOD3.3 code with uncertainty analysis.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2019.
p. 4476-4502.
Abstract: This paper describes the activities related to the work planned within Project BRA3.01/12 between CNEN and the European Community, relatively to its Task 2.1 (independent uncertainty quantification and sensitivity analysis utilizing the computational tool SUSA for the calculus related to LOCA simulation for licensing matter). SUSA software has been applied to the reference case, a double-ended LBLOCA in Angra 2, simulated with a RELAP5 code nodalization developed by the thermal hydraulic technicians of CNEN and its research institutes. This original nodalization has been improved for the development of the main objective of Task 2.1. The recommendations that our European counterparts provided on the last workshop, held at CNEN in Rio de Janeiro from January 28th to February 2nd, 2018, have been implemented as far as feasible.
Palavras-Chave: angra-2 reactor; boundary conditions; cladding; data covariances; lbloca; pressure vessels; r codes; reactor accident simulation; reactor cores; s codes; steady-state conditions
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IPEN-DOC 24065
- BARROS, LIVIA F.
; - DIAS, MAURO S.
; - KOSKINAS, MARINA F.
; - YAMAZAKI, IONE M.
; - SEMMLER, RENATO
. Preliminary measurements of k0 values for W-186.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2017.
Abstract: There are various methods of neutron activation analysis, one of these is the k0 Method for quantitative reactor Neutron Activation Analysis (NAA). The k0-NAA procedure is nowadays widely used in numerous laboratories performing NAA all over the world. Among these reactions, 186W(n, )187W can be considered important because it can be used for a W concentration measurements. The irradiations were performed at position 24A, near the core of the IEA-R1 4.5 MW swimming-pool nuclear research reactor of the Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP – Nuclear and Energy Research Institute), in São Paulo, Brazil. Two irradiations were carried out in sequence, using two sets of samples: the first with a cadmium cover around the samples and the second without, in a total of three data sets with and without Cd cover performed in 2014 and 2015. The activity measurements were carried out in an HPGe gamma-ray spectrometer. Standard sources of 152Eu, 133Ba, 60Co and 137Cs supplied by the IAEA were used in order to obtain the HPGe gamma-ray peak efficiency as a function of the energy. The covariance matrix methodology was applied to all uncertainties involved. The preliminary values of k0 for 186W(n, )187W reaction for the gamma transition energy of 479.53 keV was 3.17x10-2(5), for 618.77 keV was 9.08x10-3(15) and for 685.77 keV was 3.88x10-2(6). These preliminary values for k0 have been compared with the literature.
Palavras-Chave: activity levels; cadmium; data covariances; high-purity ge detectors; neutron activation analysis; tungsten 186
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IPEN-DOC 26156
- TAPPIZ, BRUNO
; - MOREIRA, EDSON G.
. Measurement uncertainty evaluation in fish samples analyzed by INAA and AAS.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2019.
p. 521-528.
Abstract: Measurement uncertainty was estimated following the EURACHEM guide (Quantifying Uncertainty in Analytical Measurement) for the elements As, Br, Cl, Co, Cr, Cs, Fe, K, Mg, Mn, Na, Rb, Sb, Se and Zn determined by Instrumental Neutron Activation Analysis (INAA) and for the elements Cd, Hg and Pb determined by Atomic Absorption Spectrometry (AAS) in the fillet of the most consumed fish species at São Paulo city, Brazil. INAA expanded uncertainties ranged from 1.0 to 21% and the main contributions were due the counting statistics of sample and pipetted standards. For AAS, expanded uncertainties ranged from 6.5 to 13% and the main contributions were associated to the calibration curves. Uncertainty results were compared with the standard deviations of the mass fraction in the fishes (n = 10). Due to the wide variability in the mass fraction in the analyzed fish tissues, explained by factors such gender, age, fat content and fishing location of the specimens of each specie, standard deviations were greater than expanded uncertainties, which means that the natural variability of the elements determined is greater than the data dispersion associate
Palavras-Chave: absorption spectroscopy; brazil; data covariances; elements; evaluation; fishes; neutron activation analysis; toxicity
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IPEN-DOC 24007
- GOMES, DANIEL S.
; - TEIXEIRA, ANTONIO S.
. Simulating fuel behavior under transient conditions using fraptran and uncertainty analysis using DAKOTA.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2017.
Abstract: Although regulatory agencies have shown a special interest in incorporating best estimate approaches in the fuel licensing process, fuel codes are currently licensed based on only the deterministic limits such as those seen in 10CRF50, and therefore, may yield unrealistic safety margins. The concept of uncertainty analysis is employed to more realistically manage this risk. In this study, uncertainties were classified into two categories: probabilistic and epistemic (owing to a lack of pre-existing knowledge in this area). Fuel rods have three sources of uncertainty: manufacturing tolerance, boundary conditions, and physical models. The first step in successfully analyzing the uncertainties involves performing a statistical analysis on the input parameters used throughout the fuel code. The response obtained from this analysis must show proportional index correlations because the uncertainties are globally propagated. The DAKOTA toolkit was used to analyze the FRAPTRAN transient fuel code. The subsequent sensitivity analyses helped in identifying the key parameters with the highest correlation indices including the peak cladding temperature and the time required for cladding failures. The uncertainty analysis was performed using an IFA-650-5 fuel rod, which was in line with the tests performed in the Halden Project in Norway. The main objectives of the Halden project included studying the ballooning and rupture processes. The results of this experiment demonstrate the accuracy and applicability of the physical models in evaluating the thermal conductivity, mechanical model, and fuel swelling formulations.
Palavras-Chave: boundary conditions; computerized simulation; d codes; data covariances; f codes; fuel rods; fuel-cladding interactions; nuclear fuels; probabilistic estimation; swelling; thermal conductivity; thermal expansion; transients
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IPEN-DOC 21161
- ZAHN, GUILHERME S.
; - TICIANELLI, REGINA B.
; - LANGE, CAMILA N.
; - FAVARO, DEBORAH I.T.
; - FIGUEIREDO, ANA M.G.
. Uncertainty analysis in comparative NAA applied to geological and biological matrices.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 12th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 19th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 4th,
October 4-9, 2015, São Paulo, SP. Proceedings...
2015.
Palavras-Chave: data covariances; neutron activation analysis; biological materials; comparative evaluations
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IPEN-DOC 26361
- GOMES, DANIEL de S.
; - GIOVEDI, CLAUDIA
. Importance of uncertainty modelling for nuclear safety analysis. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5010-5023. Abstract: The U.S. Nuclear Regulatory Commission (NRC) reviewed the 10CFR50.46c regulations regard the loss-of-coolant-accident (LOCA), and emergency core cooling system (ECCS). In this planned rulemaking named as 10CFR50.46c. New LOCA criteria included the integration of models used to the hydrogen uptake changes equivalent cladding react (ECR), coupled with peak cladding temperature (PCT). This rule inserts the embrittlement mechanism considering the hydrogen buildup as a pre-transient condition, reducing a loss of operational margin. 10CFR50.46c criteria should combine the effects produced from different fields, such as neutronic analysis, thermal-hydraulic, with fuel performance codes. Besides, it should contemplate Best-Estimate Plus Uncertainty (BEPU) practices. Consequently, increases the challenges to safety analysis because of nuclear power plants run for extended periods than planned initially. In these circumstances, nuclear units need to operate on extended life cycles based on safety margins. With a lifespan of 60 years or more, we reviewed the behavior of the structural material on accident scenarios. This work showed the importance of uncertainties created by physical models such as the fission gas release, thermal conductivity, and loss of ductility caused by hydrides.Palavras-Chave: cladding; data covariances; f codes; fuel rods; l codes; lifetime extension; loss of coolant; nuclear fuels; safety analysis; sensitivity analysis; steady-state conditions; thermal hydraulics; transients
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IPEN-DOC 26383
- VIEIRA NETO, ANTONIO S.
; - OLIVA, AMAURY M.
; - SAUER, MARIA E.L.J.
; - HUNOLD, MARCOS C.
; - OLIVEIRA, PATRICIA da S.P.de
; - ANDREA, VINICIUS
. Knowledge base about risk and safety of nuclear facilities to support analysts and decision makers.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2019.
p. 5513-5522.
Abstract: Epistemic uncertainty (uncertainty related to lack of knowledge), often found in the documentation of nuclear facility engineering projects, can affect the decision-making process of managers and analysts on safety and risk issues. This article conceptualizes the nature of the major uncertainties involved in engineering projects and describes a knowledge base developed in order to gather data and information related to the project of an Open-Pool Light-water Research Rector (OPLRR) and whose purpose is to assist professionals who work in the áreas of safety, design, operation, and maintenance of nuclear facilities. In order to reduce the epistemic uncertainties that may rise in the project, the OPLRR knowledge base is designed to contain a set of information that allows identifying and facilitating the forwarding of solutions to address inconsistencies, and/or pending issues that may exist in the project. In this sense, the information and the documents related to the project are organized in a graphical and hierarchical architecture, allowing the knowledge base users to quickly and easily obtain information regarding the systems, processes, equipment, and components of the Project. Besides that, a set of documents containing descriptions, reliability data and some other important information about the systems and components are specially created to the knowledge base and it is crucial to reduce epistemic uncertainties, once it raises the issues and the inconsistencies of the project, as well as it clarifies the interrelations between the systems, the functioning of the equipment, their failures modes and the consequences of their failures, and some other data, which are not originally contained in the documents of the project.
Palavras-Chave: data covariances; decision making; design; information dissemination; knowledge base; maintenance; nuclear facilities; personnel; pool type reactors; reactor cores; risk assessment; safety
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Autor: Maprelian
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.
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O gerenciamento do Repositório está a cargo da Biblioteca do IPEN. Constam neste RI, até o presente momento 20.950 itens que tanto podem ser artigos de periódicos ou de eventos nacionais e internacionais, dissertações e teses, livros, capítulo de livros e relatórios técnicos. Para participar do RI-IPEN é necessário que pelo menos um dos autores tenha vínculo acadêmico ou funcional com o Instituto. Nesta primeira etapa de funcionamento do RI, a coleta das publicações é realizada periodicamente pela equipe da Biblioteca do IPEN, extraindo os dados das bases internacionais tais como a Web of Science, Scopus, INIS, SciElo além de verificar o Currículo Lattes. O RI-IPEN apresenta também um aspecto inovador no seu funcionamento. Por meio de metadados específicos ele está vinculado ao sistema de gerenciamento das atividades do Plano Diretor anual do IPEN (SIGEPI). Com o objetivo de fornecer dados numéricos para a elaboração dos indicadores da Produção Cientifica Institucional, disponibiliza uma tabela estatística registrando em tempo real a inserção de novos itens. Foi criado um metadado que contém um número único para cada integrante da comunidade científica do IPEN. Esse metadado se transformou em um filtro que ao ser acionado apresenta todos os trabalhos de um determinado autor independente das variáveis na forma de citação do seu nome.
A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.
1. Portaria IPEN-CNEN/SP nº 387, que estabeleceu os princípios que nortearam a criação do RDI, clique aqui.
2. A experiência do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) na criação de um Repositório Digital Institucional – RDI, clique aqui.
O Repositório Digital do IPEN é um equipamento institucional de acesso aberto, criado com o objetivo de reunir, preservar, disponibilizar e conferir maior visibilidade à Produção Científica publicada pelo Instituto, desde sua criação em 1956.
Operando, inicialmente como uma base de dados referencial o Repositório foi disponibilizado na atual plataforma, em junho de 2015. No Repositório está disponível o acesso ao conteúdo digital de artigos de periódicos, eventos, nacionais e internacionais, livros, capítulos, dissertações, teses e relatórios técnicos.
A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.
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