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IPEN-DOC 13480
- MATTAR NETO, MIGUEL
; - MIRANDA, CARLOS A.J.
; - FAINER, GERSON
; - MOURAO, ROGERIO P.
. Analytical and numerical evaluation of the impact limiters design of a research reactors spent fuel transportation package half scale model under 9 M drop tests. In: 2008 ASME PRESSURE VESSELS AND PIPING DIVISION CONFERENCE, July 27-31, 2008, Chicago, Illionois, USA. Proceedings... 2008.Palavras-Chave: research reactors; spent fuels; packaging; transport; spent fuel storage; reactor accident simulation; a codes; mechanical tests
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IPEN-DOC 15305
- ARONNE, IVAN D.
;- BAPTISTA FILHO, BENEDITO D.
; - AZEVEDO, CARLOS V.G. de
;- PALMIERI, ELCIO T.
;- NAVARRO, MOYSES A.
;- BARROSO, ANTONIO C. de O.
. Use of experimental data for the development of the software for identification and classification of transients (SICT).
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 9th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 16th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 1st,
September 27 - October 2, 2009, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2009,
2009.
Palavras-Chave: artificial intelligence; computerized simulation; experimental data; neural networks; nuclear power plants; r codes; reactor accident simulation; reactor accidents; reactor safety; s codes; transients
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IPEN-DOC 26373
- LEE, SEUNG M.
; - LAPA, NELBIA S.
;- SABUNDJIAN, GAIANE
. MELCOR simulation of a severe accident scenario derived from a small break loca in a typical PWR with passive autocatalytic recombiners.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2019.
p. 5346-5359.
Abstract: This work presents the simulation of a severe accident scenario in a referential model of pressurized water reactor, which came about from a rupture of 20cm2 in a cold leg of a reactor cooling system. The simulation was carried out on the MELCOR code using a model elaborated by the Global Research for Safety – Germany, with the passive autocatalytic recombiners implemented in almost every compartment in the containment. The efficacy and effectiveness of this well-known mitigating measure of severe accident management are demonstrated by means of a comparison with the case previously simulated without this measure using the same model. This referential reactor is important and very useful for the independent analysis of severe accidents in the Brazilian Angra 2 nuclear power plant in virtue of the similarity between both of them, so that after some proper modifications on this referential reactor’s model, it could be applied for the study of severe accidents in the other. In this sense, the result presented in this work is to be taken as an important reference for the severe accident analysis of Angra 2.
Palavras-Chave: boundary conditions; cladding; loss of coolant; m codes; melt-through; pwr type reactors; radiation protection; reactor accident simulation; reactor cooling systems
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IPEN-DOC 24022
- MONACO, DANIEL F.
; - SABUNDJIAN, GAIANE
. PCRELAP5 - a visual graphic preprocessor for RELAP5.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2017.
Abstract: The aim of this work is to develop PCRELAP5, a visual preprocessor for RELAP5, reducing time, effort and maintenance costs spent in new projects for RELAP5. This preprocessor allows user to draw new nuclear power plant nodalization in a completely interactive way, and input parameters for each node in a more user-friendly experience. Once parameters are changed on screen, the input cards of RELAP5 code are changed in real time. RELAP5 users will have a tool to reduce time and effort for new studies and existing projects. Therefore, this project proposes to significantly leverage studies related to nuclear accident analysis, making the RELAP5 code more user-friendly. In order to demonstrate this preprocessor capability, the CANON experiment will be used as an example. The PCRELAP5 preprocessor is being developed using Microsoft® Visual Studio® as a Microsoft® Excel® add-in, due to the low cost of distribution and maintenance, and also allowing new RELAP5 projects be leveraged by the MS Excel® flexibility.
Palavras-Chave: computer graphics; computerized simulation; loss of coolant; nodal expansion method; nuclear power plants; p codes; pwr type reactors; r codes; reactor accident simulation
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IPEN-DOC 24026
- BORGES, EDUARDO M.
; - SABUNDJIAN, GAIANE
. Identification of flow regimes and heat transfer modes in ANGRA2 core during the simulation of the small break loss of coolant accident of 250 cm2 in the cold leg of primary loop using RELAP5 code.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2017.
Abstract: The aim of this paper is to identify the flow regimes, the heat transfer modes, and the correlations used by
RELAP5/MOD3.2.gama code in ANGRA 2 during the Small-Break Loss-of-Coolant Accident (SBLOCA) with
a 250cm2 of rupture area in the cold leg of primary loop. The Chapter 15 of the Final Safety Analysis Report of
ANGRA 2 (FSAR-A2) reports this specific kind of accident. The results from this work demonstrated the
several flow regimes and heat transfer modes that can be present in the core of ANGRA 2 during the postulated
accident. The results obtained for Angra2 nuclear reactor core during the postulated accident were satisfactory
when compared with the FSAR-A2. Additionally, the results showed the correct actuation of the ECCS
guaranteeing the integrity of the reactor core.
Palavras-Chave: flow models; fluid flow; heat transfer; loss of coolant; r codes; reactor accident simulation; reactor cores; void fraction; angra-2 reactor
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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 26379
- SOARES, HUMBERTO V.
;- BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO
; - FREITAS, ROBERTO L.
. RELAP5 modeling of a siphon break effect on the Brazilian Multipurpose Reactor. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5443-5456. Abstract: This work presents the thermo-hydraulic simulation of the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB) using the RELAP5/Mod3 code. The RMB will provide Brazil with a fundamental infrastructure for the national development on activities of the nuclear sector in the areas of social, strategic, industrial applications and scientific and technological development. A RELAP5/Mod3 code model was developed for thermo-hydraulic simulation of the RMB to analyze the phenomenology of the Siphon Breakers device (four flap valves in the cold leg and one open tube for the atmosphere in the hot leg) during a Loss of Coolant Accident (LOCA) at different points in the primary circuit. The Siphon Breaker device is an important passive safety system for research reactors in order to guarantee the water level in the core under accidental conditions. Different simulations were carried out at different location in the Core Cooling System (CCS) of the RMB, for example: LOCA before the CCS pumps with and without pump trip and LOCA after the CCS pumps and the heat exchanger. In all RELAP5/Mod3 code simulations, the Siphon Breaker device's performance after a LOCA was effective to allow enough air to enter the outlet pipe of the CCS in order to break the siphon effect and preventing the pool level from reaching the riser (chimney) and the RMB core discovering. In all cases, the reactor pool level stabilized at about 5.5 m after the end of the LOCA simulation and the fuel elements were kept underwater and cooled.Palavras-Chave: cooling systems; fuel elements; loss of coolant; r codes; reactor accident simulation; reactor cores; reactor safety; rmb reactor; thermal hydraulics; transients
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IPEN-DOC 26381
- BORGES, EDUARDO M.
; - SABUNDJIAN, GAIANE
. Small break loss of coolant accident of 200 cm² in cold leg of primary loop of ANGRA 2 nuclear power reactor evaluation.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2019.
p. 5479-5490.
Abstract: The aim of this paper is evaluated the consequences to ANGRA 2 nuclear power reactor and to identify the flow
regimes, the heat transfer modes, and the correlations used by RELAP5/MOD3.2.gama code in ANGRA 2
during the Small-Break Loss-of-Coolant Accident (SBLOCA) with a 200cm2 of rupture area in the cold leg of
primary loop. The Chapter 15 of the Final Safety Analysis Report of ANGRA 2 (FSAR-A2) reports this specific
kind of accident. The results from this work demonstrated the several flow regimes and heat transfer modes that
can be present in the core of ANGRA 2 during the postulated accident. The results obtained for ANGRA 2
nuclear reactor core during the postulated accident were satisfactory when compared with the FSAR-A2.
Additionally, the results showed the correct actuation of the ECCS guaranteeing the integrity of the reactor core.
Palavras-Chave: angra-2 reactor; cladding; eccs; heat transfer; primary coolant circuits; reactor accident simulation; reactor cores; sbloca; steady-state conditions; two-phase flow; void fraction
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IPEN-DOC 24004
- SILVESTRE, LARISSA J.B.
; - SABUNDJIAN, GAIANE
. Development and application of the PCRELAP5 – Data Calculation Program for RELAP 5 Code.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2017.
Abstract: Nuclear accidents in the world led to the establishment of rigorous criteria and requirements for nuclear power plant operations by the international regulatory bodies. By using specific computer programs, simulations of various accidents and transients likely to occur at any nuclear power plant are required for certifying and licensing a nuclear power plant. Some sophisticated computational tools have been used such as the Reactor Excursion and Leak Analysis Program (RELAP5), which is the most widely used code for the thermo-hydraulic analysis of accidents and transients in nuclear reactors in Brazil and worldwide. A major difficulty in the simulation by using RELAP5 code is the amount of information required for the simulation of thermal-hydraulic accidents or transients. Thus, for those calculations performance and preparation of RELAP5 input data, a friendly mathematical preprocessor was designed. The Visual Basic for Application (VBA) for Microsoft Excel demonstrated to be an effective tool to perform a number of tasks in the development of the program. In order to meet the needs of RELAP5 users, the RELAP5 Calculation Program (Programa de Cálculo do RELAP5 – PCRELAP5) was designed. The components of the code were codified; all entry cards including the optional cards of each one have been programmed. An English version for PCRELAP5 was provided. Furthermore, a friendly design was developed in order to minimize the time of preparation of input data and errors committed by users. The final version of this preprocessor was successfully applied for Safety Injection System (SIS) of Angra 2.
Palavras-Chave: computer calculations; p codes; r codes; reactor accident simulation; thermal hydraulics; transients; angra-2 reactor
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IPEN-DOC 26388
- AGUIAR, ANDRE S.
; - LEE, SEUNG M.
; - SABUNDJIAN, G.
. Analysis of the protective actions in the Emergency Planning Zones (EPZs) in the Angra dos Reis region through the calculation of the dose for public individuals due to a severe accident at the Angra 2 Nuclear Plant.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2019.
p. 5862-5876.
Abstract: This work presents the results of the computational simulations of the consequences of a severe accident in Angra 2 nuclear power plant. The severe accident was supposed to be caused by a rupture of 380cm2 in the primary reactor coolant system resulting in loss of coolant. Since the area of the rupture is quite smaller than the total flow area of the pipe of the primary coolant system, 4418cm2, the accident is classified as a small break loss of coolant accident. However, this rupture by itself would not bring the system about a severe accident, which must involve a considerable damage in the nuclear core. Thus, some boundary conditions were added to the problem in order to set a scenario of this kind of accident, which was simulated by means of the MELCOR code. The results obtained by this code show that the release of the radionuclide to the environment starts at the opening of the containment relief valve, and this valve, in turn, opens when the containment pressure reaches 7bar, at 168 hours after the break of the pipe of the coolant system, according to the simulation. The program used for calculation of the release of the radionuclides to the surrounding region of the nuclear plant was the CALMET/CALPUFF code, so that the atmospheric and transport model were elaborated for this code. A source term was used in order to carry out an analysis of the protective actions in the emergency planning zones by means dose calculation for individuals of the public, and it was based on two different scenarios: first scenario, release of the total activity to the atmosphere of Xe, Cs, Ba and Te, after 2h simulation and second scenario, release of the total activity to the atmosphere of Xe, Cs, Ba and Te, after 168h of simulation.
Palavras-Chave: angra-2 reactor; boundary conditions; c codes; emergency plans; fission product release; loss of coolant; m codes; radiation doses; radiation protection; radioactive materials; radioactivity; reactor accident simulation; severe accidents
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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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