Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-12-06T16:25:33Z No. of bitstreams: 1 MAURO CARLOS LOPES SOUZA M.pdf: 2632536 bytes, checksum: e5232bd34a8e19a1fdee3a7e5ad2aa93 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-12-06T16:25:33Z (GMT). No. of bitstreams: 1 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.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-01-14T13:53:12Z No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2009_01.pdf: 953803 bytes, checksum: 4e82f430afc69c7c9b6decdb25a18898 (MD5) / Made available in DSpace on 2014-01-14T13:53:12Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2009_01.pdf: 953803 bytes, checksum: 4e82f430afc69c7c9b6decdb25a18898 (MD5) 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.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-01-14T13:39:42Z No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2009_02.pdf: 632144 bytes, checksum: 79037c1270650f7937d6ef833cca313c (MD5) / Made available in DSpace on 2014-01-14T13:39:42Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2009_02.pdf: 632144 bytes, checksum: 79037c1270650f7937d6ef833cca313c (MD5) 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.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-01-15T12:55:03Z No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2008_05.pdf: 625292 bytes, checksum: af61d21b3c0fe704f4591e7a91ff3189 (MD5) / Made available in DSpace on 2014-01-15T12:55:03Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2008_05.pdf: 625292 bytes, checksum: af61d21b3c0fe704f4591e7a91ff3189 (MD5) 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.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2017-11-13T12:28:42Z No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2017 Lucas de Castro Miguel.pdf: 3194306 bytes, checksum: 29b2b3f9442193f3412adc4893df0884 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-11-13T12:28:42Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2017 Lucas de Castro Miguel.pdf: 3194306 bytes, checksum: 29b2b3f9442193f3412adc4893df0884 (MD5) 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.

Submitted by Pedro Barros (pedro.silvabarros@ufpe.br) on 2018-08-22T20:19:29Z No. of bitstreams: 2 license_rdf: 811 bytes, checksum: e39d27027a6cc9cb039ad269a5db8e34 (MD5) DISSERTAÇÃO Rhayanne Yalle Negreiros Costa.pdf: 2681406 bytes, checksum: 3d80c34f818b93c881e614e282df8092 (MD5) / Approved for entry into archive by Alice Araujo (alice.caraujo@ufpe.br) on 2018-08-29T21:33:19Z (GMT) No. of bitstreams: 2 license_rdf: 811 bytes, checksum: e39d27027a6cc9cb039ad269a5db8e34 (MD5) DISSERTAÇÃO Rhayanne Yalle Negreiros Costa.pdf: 2681406 bytes, checksum: 3d80c34f818b93c881e614e282df8092 (MD5) / Made available in DSpace on 2018-08-29T21:33:19Z (GMT). No. of bitstreams: 2 license_rdf: 811 bytes, checksum: e39d27027a6cc9cb039ad269a5db8e34 (MD5) DISSERTAÇÃO Rhayanne Yalle Negreiros Costa.pdf: 2681406 bytes, checksum: 3d80c34f818b93c881e614e282df8092 (MD5) 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%).