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Medidas de fração de vazio em escoamentos bifásicos por transmissão e difusão de nêutronsSouza, Mauro Carlos Lopes, Instituto de Engenharia Nuclear 12 1900 (has links)
Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-12-06T16:25:33Z
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MAURO CARLOS LOPES SOUZA M.pdf: 2632536 bytes, checksum: e5232bd34a8e19a1fdee3a7e5ad2aa93 (MD5)
Previous issue date: 1984-12 / Foram obtidas curvas de calibração que fornecem valores médios de fração de vazio (a), para misturas bifásicas de agua-vapor, para os regimes de escoamento a bolhas, bolsões ("slug"), anular e anular inverso. As medidas foram realizadas em modelos simulados de lucite-ar, para escoamento estacionário, pelas técnicas da transmissão e difusão de nêutrons térrmicos. As curvas de calibração obtidas foram utilizadas para medidas de fração de vazio em um circuito contendo mistura bifásica de água-ar, em escoamento concorrente ascendente, para os regimes a bolsões (pmax =1,06 bar) e anular (Pmax =1.33 bar), pelas mesmas técnicas anteriores. Em ambos os sistemas, utilizou-se uma seção de testes constituída de tubulação de alumínio (99,9%), com diâmetro interno de 25,25 mm e 2,00 mm de espessura de parede. O feixe de nêutrons foi obtido de uma fonte isotópica do tipo Am-8e, de 5 Cl, termalizados em uma blindagem cilíndrica de parafina de 500 mm de diâmetro (com H/D=l), recoberta com folhas de cadmio de 2 mm, tendo em seu interior um paralelepípedo de polietileno de alta densidade com dimensões de 240 x 240 x 144mm. Os nêutrons escapavam através de um colimador quadrangular paralelo de 53,00 x 25,25 mm, com 273 mm de comprimento, cavado em uma peça de parafina borada (32X de H3BO3). As medidas experimentais apresentaram boa concordância com os modelos teóricos da literatura especializada.
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Abordagem regulatória do programa de monitoração da eficácia da manutenção para usinas nucleoelétricasVAJGEL, Stefan 03 1900 (has links)
Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-01-14T13:53:12Z
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Previous issue date: 2009 / A geração de energia elétrica por meio de usinas nucleares requer que esta
instalação seja segura, confiável e esteja disponível nos momentos de seu
funcionamento. Para este objetivo, um programa de manutenção adequado, eficaz e
bem elaborado torna-se uma ferramenta muito útil e essencial à proprietária da
usina. Entretanto, é necessário atender aos requisitos regulatórios na
implementação deste programa que monitora a eficácia desta manutenção. Existem
normas brasileiras com requisitos gerais a serem obedecidos. Os guias regulatórios
internacionais detalham bem estes requisitos mas é necessário verificar se a
metodologia pode ser integralmente empregada aquí no Brasil ou precisa ser
adaptada para nosso uso. Assim, o guia americano NUMARC 93-01, que detalha
como poderia ser implementado um programa para esta monitoração, sugere
algumas metodologias. Nesta tese, as metodologias Delphi e Análise Probabilística de Segurança foram resumidamente incluídas porque foram elas escolhidas para
implementar esta monitoração.em uma usina brasileira Os resultados que estão
sendo obtidos mostram que, sob o aspecto regulatório, esta é uma metodologia que
atende às nossas normas e fornece muitos resultados para um bom gerenciamento
da usina. / The electrical power generation using nuclear power plants requires this installation
being safety, reliable and available for the working periods. For this purpose, an
adequate, effective and well conducted maintenance program makes an essential
and useful tool to the owner of the plant. However, it is necessary to follow the
regulatory requirements for this program implementation which monitores this
maintenance effectiveness. There are brazilian norms requirements which must be
followed. The international regulatory guides establish these requirements in good
details but it is necessary to verify if this methodology for implementing can be totally
applied here in Brazil. Then, the american guide NUMARC 93-01 which details how
can be implemented a program for this monitoring, shows some methods for using. In this thesis, the Delphi and Probabilistic Safety Analysis were briefly included
because they were prefered for implementing this monitoring.in a Brazilian plant. The
results which are being obtained show that, looking the regulatory aspects, the
NUMARC 93-01 follows our regulations and gives good results for the plant
management.
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Metodologia para estudos de circulação natural em circuitos fechadosARAUJO, Rafael de Oliveira Pessoa de 03 1900 (has links)
Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-01-14T13:39:42Z
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Previous issue date: 2009 / Este trabalho apresenta os resultados de uma análise de estabilidade do fenômeno de
circulação natural monofásica unidimensional em um circuito fechado, através de uma
simulação computacional com o método de elementos finitos. Para isso utilizaremos as
equações de Navier-Stokes em coordenadas cartesianas para os balanços de massa, momento
e uma equação de energia. Esta formulação foi implementada em um código computacional,
originalmente desenvolvido no Instituto de Engenharia Nuclear(IEN-CNEN) estando o
mesmo disponível para futuras análises e projetos de usinas nucleares. / This work presents the results obtained from the analysis of stability of the phenomenon of
the natural circulation for one-dimension single-phase flow in a closed loop, by a computer
program with the method of finite element. The Navier-Stokes equations in cartesian
geometry were used for the balance of mass, momentum and one equation for energy. The
formulation has been implemented in a computer code developed at the Nuclear Engineering
Institute(IEN-CNEN) and is now available either for futures analysis or design of nuclear
systems.
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Uma formulação estabilizada de elementos finitos para solução das equações de Navier-Stokes em geometria axissimétricaSOUZA, Altivo Monteiro 12 1900 (has links)
Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-01-15T12:55:03Z
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Previous issue date: 2008 / O consumo energético mundial tem aumentado muito ao longo dos anos e incentivado
pesquisas em novas tecnologias. Paralelamente a este crescimento, a energia nuclear
tem se tornado uma alternativa para suprir a demanda energética em escala industrial.
Visando o melhor entendimento e facilidade da análise das usinas nucleares, técnicas
modernas de simulação computacional de problemas de mecânica de fluidos e de
transferência de calor vem ganhando cada vez maior importância. Um grande número
de problemas encontrados na engenharia de reatores nucleares pode ser tratado com a
hipótese de simetria axial. Por esta razão, neste trabalho foi desenvolvida e testada uma
formulação de elementos finitos para solução das equações de Navier-Stokes e de
energia em simetria axial. A formulação foi implementada no programa
NS_SOLVER_MPI_2D_A, originalmente desenvolvido no Laboratório de Computação
Paralela do Instituto de Engenharia Nuclear (LCP/IEN), encontrando-se disponível para
estudos de análise de segurança e de projeto de sistemas nucleares. / The world energy consumption has been increasing strongly in recent years. Nuclear
energy has been regarded as a suitable option to supply this growing energy demand in
industrial scale. In view of the need of improving the understanding and capacity of
analysis of nuclear power plants, modern simulation techniques for flow and heat
transfer problems are gaining greater importance. A large number of problems found in
nuclear reactor engineering can be dealt assuming axial symmetry. Thus, in this work a
stabilized finite element formulation for the solution of the Navier-Stokes and energy
equations for axyssimmetric problems have been developed and tested. The formulation
has been implemented in the NS_SOLVER_MPI_2D_A program developed at the
Parallel Computation Laboratory of the Instituto de Engenharia Nuclear (LCP/IEN) and
is now available either for safety analysis or design of nuclear systems.
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Utilização de um ambiente virtual de aprendizagem com realidade virtual interativaMiguel, Lucas de Castro, Instituto de Engenharia Nuclear 06 1900 (has links)
Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2017-11-13T12:28:42Z
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Previous issue date: 2017-06 / Nas últimas décadas foram desenvolvidos diversos estudos a respeito da efetividade do uso da realidade virtual como ferramenta de ensino. Também foram desenvolvidas novas e cada vez mais complexas ferramentas de TIC (Tecnologias da Informação e Comunicação). Nesse contexto surgiram as AVA (Ambientes Virtuais de Aprendizagem) que são mídias que utilizam o ciberespaço para veicular conteúdo didático oferecendo aos discentes uma ferramenta de ensino alternativa antagonizando o problema da complexidade do tema da engenharia de reatores. Esse trabalho trata do desenvolvimento e da utilização de um Ambiente Virtual de Aprendizagem para auxílio do ensino do funcionamento do primeiro e segundo ciclo de um reator nuclear de água pressurizada, possibilitando ao discente uma melhor visualização dos componentes, através da realidade virtual interativa, a engenharia básica de uma usina nuclear geradora de potência. Além de dessa plataforma ser usada como ferramenta de ensino, outra funcionalidade apresentada, é a utilização da mesma pelos desenvolvedores de ambientes ou objetos virtuais como repositório online dos mesmos modelados pelos pesquisadores. Então, com esses objetos virtuais alocados em categoria, os discentes poderiam utilizar esse AVA em sala de aula como ferramenta de auxílio no ensino em matérias relacionadas a engenharia de reatores. Desse modo também, é possível que os pesquisadores utilizem a plataforma como uma alternativa prática para exibir seus modelos para outros pesquisadores e assim contribuir com a difusão do conhecimento sobre a energia nuclear dentro e fora de sua comunidade de pesquisa.
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Análise térmica bidimensional de uma barra de combustível nuclear pelo método dos volumes finitos sob fluxo neutrônico variávelCOSTA, Rhayanne Yalle Negreiros 22 June 2017 (has links)
Submitted by Pedro Barros (pedro.silvabarros@ufpe.br) on 2018-08-22T20:19:29Z
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Previous issue date: 2017-06-22 / CNPq / Os benefícios da utilização de tecnologia nuclear para a geração de energia são inúmeros. É uma fonte com poucas emissões de gases do efeito estufa, podendo suprir a crescente demanda sem impactos tão severos ao meio ambiente; que possui alta regularidade, podendo fornecer estabilidade aos sistemas energéticos; e que ajuda a desenvolver tecnologia e conhecimento. O reator AP1000 da companhia Westinghouse busca o desenvolvimento de sistemas mais simples e com maior confiabilidade, com redução de equipamentos e materiais, e menores chances de acidentes graves como fusão do núcleo do reator ou grandes emissões radioativas. Para isso, utiliza-se de tecnologia passiva e sistemas simplificados exigindo menos intervenções e tornando-o uma das tecnologias mais robustas atualmente. O AP1000 é o reator do tipo PWR mais seguro e economicamente favorável do mercado. Essas características o tornam um dos sistemas em uso mais pesquisados. Entretanto, sistemas complexos como um reator nuclear podem encontrar-se submetidos a diversos cenários que precisam ser avaliados para que os níveis de segurança dos mesmos possam ser determinados. Uma das informações mais importantes para a operação do reator é o comportamento térmico do sistema, principalmente dentro do núcleo onde as variações de temperaturas são bruscas e intensas. Esse trabalho busca avaliar um canal nominal do reator AP1000 e seu comportamento térmico em alguns cenários. Para a obtenção dessas informações, aplica-se o Método dos Volumes Finitos (MVF) com o auxílio de software MATLAB para determinar a distribuição de temperaturas em todo o canal. Durante o progresso do presente trabalho, três análises foram desenvolvidas: uma análise unidimensional e uma bidimensional, ambas estacionárias, e uma bidimensional transitória. A partir da análise unidimensional foi possível verificar que tanto a aproximação adotada para a integral volumétrica da geração de calor, quanto os métodos adotados são apropriados para avaliar sistemas térmicos como os desse trabalho. A análise bidimensional estacionária apresenta os impactos da consideração do gap e da transmissão de calor na direção axial nas barras de combustível nuclear. Ambos fatores influenciam de maneira relevante as distribuições de temperaturas do sistema, e não devem ser desprezados em análises mais precisas. Por fim, as análises bidimensionais transitórias permitiram determinar que o sistema permaneceu seguro mesmo submetido a bloqueios de até 30% da vazão do refrigerante na entrada do canal. Entretanto, quando a dissipação de calor axial foi desprezada, apenas sob o primeiro bloqueio (10%) o canal permaneceu seguro. / The benefits of nuclear technology usage for power generation are numerous. It is a low greenhouse gases emission source, capable of helping to provide for the growing demand with minor environmental impacts; it is a highly reliable resource due to its regularity offering stability to energy systems; and it helps to develop technology and knowledge. Westinghouse Co. AP1000 reactor is the development of a simpler and more reliable system, with less equipment and materials, and smaller probability of serious accidents such as melting of the reactor core or large radiation emissions. It uses passive technology and simplified systems that requires fewer interventions making it one of the most robust technologies nowadays. The AP1000 is the safest and more economically favorable PWR reactor on the market. These features make it one of the most researched systems in use. Complex systems such as a nuclear reactor may be subjected to various scenarios that need to be evaluated in order to determine its safety levels. One of the most important information for the operation of the reactor is the thermal behavior of the system, especially in the core where the variations are sudden and intense. This work aims to evaluate a nominal channel of AP1000 reactor and its thermal behavior in a few scenarios. This information is obtained through the application of Finite Volume Method (FVM) with MATLAB software aid that determines the temperature distribution throughout the channel. During the present study, three analyzes were developed: a one-dimensional and a two-dimensional analysis, both stationary, and a transient two-dimensional analysis. Through one-dimensional analysis it was possible to verify that both the approximation adopted for the volumetric integral of heat generation, and the methods are appropriate to evaluate thermal systems like those in this work. The two-dimensional stationary analysis presents the impacts of gap consideration and axial heat transfer in the nuclear fuel rods. Both factors are relevant for temperature distributions and should not be neglected in more precise analyzes. Finally, the transient two-dimensional analyzes allowed to determine that the system remained safe even under coolant blockages up to 30% at the inlet of the channel. However, when the axial heat dissipation was neglected, the system remained safe only under the first blockage (10%).
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