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Procedimento analitico para previsao do comportamento estrutural de componentes truncadosCRUZ, JULIO R.B. 09 October 2014 (has links)
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:51Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:05Z (GMT). No. of bitstreams: 1
06110.pdf: 5239500 bytes, checksum: 175d6a6c784cd8fbadb485e4c6d90285 (MD5) / Tese(Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP
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PCRELAP5 - Programa de cálculo para os dados de entrada do código RELAP5 / PCRELAP5 - Data calculation program for RELAP 5 codeSILVESTRE, LARISSA J.B. 22 June 2016 (has links)
Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-06-22T14:12:07Z
No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-06-22T14:12:07Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP
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Procedimento analitico para previsao do comportamento estrutural de componentes truncadosCRUZ, JULIO R.B. 09 October 2014 (has links)
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:51Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:05Z (GMT). No. of bitstreams: 1
06110.pdf: 5239500 bytes, checksum: 175d6a6c784cd8fbadb485e4c6d90285 (MD5) / Tese(Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP
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Algoritmo de colônia de formigas e redes neurais artificiais aplicados na monitoração e detecção de falhas em centrais nucleares / Ant colony optimization and artificial neural networks applied on monitoring and fault detection in nuclear power plantsSANTOS, GEAN R. dos 11 November 2016 (has links)
Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-11-11T09:45:23Z
No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-11-11T09:45:23Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Um desafio recorrente em processos produtivos é o desenvolvimento de sistemas de monitoração e diagnóstico. Esses sistemas ajudam na detecção de mudanças inesperadas e interrupções, prevenindo perdas e mitigando riscos. Redes Neurais Artificiais (RNA) têm sido largamente utilizadas na criação de sistemas de monitoração. Normalmente as RNA utilizadas para resolver este tipo de problema são criadas levando-se em conta apenas parâmetros como o número de entradas, saídas e quantidade de neurônios nas camadas escondidas. Assim, as redes resultantes geralmente possuem uma configuração onde há uma total conexão entre os neurônios de uma camada e os da camada seguinte, sem que haja melhorias em sua topologia. Este trabalho utiliza o algoritmo de Otimização por Colônia de Formigas (OCF) para criar redes neurais otimizadas. O algoritmo de busca OCF utiliza a técnica de retropropagação de erros para otimizar a topologia da rede neural sugerindo as melhores conexões entre os neurônios. A RNA resultante foi aplicada para monitorar variáveis do reator de pesquisas IEA-R1 do IPEN. Os resultados obtidos mostram que o algoritmo desenvolvido é capaz de melhorar o desempenho do modelo que estima o valor de variáveis do reator. Em testes com diferentes números de neurônios na camada escondida, utilizando como comparativos o erro quadrático médio, o erro absoluto médio e o coeficiente de correlação, o desempenho da RNA otimizada foi igual ou superior ao da tradicional. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP
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Aplicação do conceito "vazamento antes da falha" (LEAK BEFORE BREAK) em tubulações de aço 316LN soldado com metal de adição 316L / Application of Leak Before Break concept in 316LN austenitic steel pipes welded using 316LCUNTO, GABRIEL G. de 01 November 2017 (has links)
Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2017-11-01T17:02:12Z
No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-11-01T17:02:12Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta um estudo prático da aplicação do conceito Leak Before Break (LBB), usualmente aplicado em usinas nucleares, em uma tubulação fabricada a partir de aço AISI 316LN soldada com a utilização de eletrodo revestido AISI 316L. O LBB é um critério fundamentado em análises de mecânica da fratura, que considera que um vazamento proveniente de uma trinca, presente em uma tubulação, possa ser detectado por sistemas de detecção de vazamento, antes que esta trinca alcance um tamanho crítico que implique na falha da tubulação. Na tubulação estudada, foram realizados ensaios mecânicos de tração e análises de Ramberg-Osgood, bem como ensaios de tenacidade à fratura para a obtenção da curva de resistência J-R do material. Os ensaios foram realizados considerando o metal base, a solda e a zona termicamente afetada (ZTA), nas temperaturas de operação de uma planta nuclear. Para as propriedades mecânicas encontradas nos ensaios foram realizadas análises de carga limite para se determinar o tamanho da trinca que cause um vazamento detectável e, também, o seu tamanho crítico que cause a falha por colapso plástico. Para o tamanho crítico de trinca encontrado na solda, região que apresentou a menor tenacidade, foram realizadas análises de Integral J e de módulo de rasgamento T, considerando falha por rasgamento dúctil. Os resultados demonstram um comportamento bem definido entre o metal base, a ZTA e a solda, onde o metal base apresenta um comportamento altamente tenaz, a solda um comportamento pouco tenaz e a ZTA apresentou propriedades mecânicas intermediárias entre o metal base e a solda. Utilizando o software PICEP, foram determinadas as curvas de taxa de vazamento versus tamanho de trinca e também o tamanho crítico da trinca, considerando análise por carga limite. Observou-se que, após certo tamanho de trinca, a taxa de vazamento do metal base é muito maior do que para a ZTA e solda, para um mesmo comprimento de trinca. Isso ocorre porque é esperado que a trinca cresça de forma mais arredondada no metal base, devido à sua maior tenacidade. O menor tamanho crítico de trinca foi encontrado para o metal base para trincas circunferenciais. Para as análises de Integral J realizadas na solda, foi demonstrado que a falha por rasgamento dúctil não ocorrerá nas condições consideradas e essa hipótese foi sedimentada pela análise de mecânica da fratura elasto-plástica (MFEL) com o uso do diagrama J/T. Dessa forma, pode-se concluir que a tubulação estudada estaria apta a ser empregada em um circuito primário de um reator que utilizasse o critério de LBB, nas condições de carregamento e geometria consideradas. Adicionalmente, concluiu-se que nessas condições apenas o modo de falha por colapso plástico é esperado. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP
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Developing a Hierarchical Decision Model to Evaluate Nuclear Power Plant Alternative Siting TechnologiesLingga, Marwan Mossa 24 May 2016 (has links)
A strong trend of returning to nuclear power is evident in different places in the world. Forty-five countries are planning to add nuclear power to their grids and more than 66 nuclear power plants are under construction.
Nuclear power plants that generate electricity and steam need to improve safety to become more acceptable to governments and the public. One novel practical solution to increase nuclear power plants' safety factor is to build them away from urban areas, such as offshore or underground. To date, Land-Based siting is the dominant option for siting all commercial operational nuclear power plants. However, the literature reveals several options for building nuclear power plants in safer sitings than Land-Based sitings.
The alternatives are several and each has advantages and disadvantages, and it is difficult to distinguish among them and choose the best for a specific project. In this research, we recall the old idea of using the alternatives of offshore and underground sitings for new nuclear power plants and propose a tool to help in choosing the best siting technology.
This research involved the development of a decision model for evaluating several potential nuclear power plant siting technologies, both those that are currently available and future ones. The decision model was developed based on the Hierarchical Decision Modeling (HDM) methodology. The model considers five major dimensions, social, technical, economic, environmental, and political (STEEP), and their related criteria and sub-criteria. The model was designed and developed by the author, and its elements' validation and evaluation were done by a large number of experts in the field of nuclear energy.
The decision model was applied in evaluating five potential siting technologies and ranked the Natural Island as the best in comparison to Land-Based, Floating Plant, Artificial Island, and Semi-Embedded plant.
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[en] EVALUATION OF SOME DESIGN METHODS FOR MODAL SPECTRAL SEISMIC ANALYSIS OF PIPING SYSTEMS / [es] EVALUACIÓN DE LOS CRITERIOS PARA LA APLICACIÓN DEL ANÁLISIS ESPECTRAL SÍSMICA EN SISTEMAS DE TUBERÍAS / [pt] AVALIAÇÃO DOS CRITÉRIOS PARA APLICAÇÃO DA ANÁLISE ESPECTRAL SÍSMICA EM SISTEMAS DE TUBULAÇÕESWALDO JIM GASTANAGA OJEDA 02 April 2001 (has links)
[pt] Apresenta-se um estudo de avaliação dos critérios e
métodos que são empregados atualmente na análise e projeto
dos sistemas de tubulação nas usinas nucleares assim como a
verificação da aplicação de alguns dos novos critérios
apresentados pela comunidade técnico-científica
internacional, dentro do método de análise modal-espectral.
Estudam-se os tópicos da interação entre o sistema
de tubulação e a estrutura que o suporta mediante o uso de
espectros acoplados, a consideração do efeito do
deslocamento relativo dos apoios da tubulação, usando-se
espectros que o consideram ou uma excitação espectral
múltipla, a introdução da combinação dos máximos modais
dependendo da posição relativa das suas freqüências e a
inclusão da resposta espectral correspondente aos modos de
alta freqüência ou modos rígidos. A ferramenta básica de análise é constituída pelo
programa computacional ANSYS. A avaliação é feita sobre
parâmetros de esforços internos em trechos de um modelo de
um sistema real de tubulações da usina nuclear brasileira,
Angra 3. Os padrões são obtidos por análises no tempo de
cada modelo sob o acelerograma de projeto. Conclusões são apresentadas sobre as atitudes mais
convenientes para a atual conjuntura brasileira de projeto. / [en] The main concern of this work is with the application of
the modal spectral seismic
analysis to secondary structural systems of nuclear power
plants, with the large amount of
conservatism which is included in them, and, of course,
with the consequences to the
particular case of the plants under construction in Brazil.
One considers the design analysis
methods which have been used so far in Brazil, as well as
the most recent developments in
the area, in USA and in Europe, to conclude about the
adequacy of those procedures and
recommend eventual changes to them.
One then studies the subjects of the coupling effect
between the primary and
secondary system responses, the influence of the piping
support relative displacements, the
contribution of the cross-correlation among response modal
components and the
participation in the overall response of the so-called
rigid modes.
The main computer program aid is taken from an ANSYS-2
version and one uses a
reduced model of a piping system as the secondary system
and a 3-D beam element model
of a reactor building as the primary system. The spectral
analysis results are compared to
time domain solutions using the same structural models
excited by a design accelerogram.
Conclusions and recommendations are oriented to the present
design practice in
Brazil. / [es] En esta tesis se presenta un estudio de evaluación de los
criterios y métodos que se emplean actualmente en el
análisis y proyecto de los sistemas de tubulación en las
plantas nucleares así como la verificación de la aplicación
de algunos de los nuevos criterios presentados por la
comunidad técnico-científica internacional, dentro del
método de análisis modal-espectral. Se estudian los tópicos
de la interacción entre el sistema de tubulación y la
extructura que él soporta mediante el uso de espectros
acoplados; la consideración del efecto de deslocamiento
relativo de los apoyos de la tubulación, utilizando
espectros que lo consideran o una excitación espectral
múltipla; la introdución de la combinación de los máximos
modales dependiendo de la posición relativa de las sus
frecuencias y la inclusión de la respuesta espectral
correspondiente a los modos de alta frecuencia o modos
rígidos. La herramienta básica de análisis es el programa
computacional ANSYS. La evaluación se realiza sobre
parámetros de esfuerzos internos en trechos de un modelo de
un sistema real de tuberías de la planta nuclear brasilera,
Angra 3. Los padrones se obtienen por análisis en el tiempo
de cada modelo bajo el acelerograma de proyecto. Se
presentan conclusiones sobre las actitudes más convenientes
para la actual conyuntura brasilera.
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An exploratory study of an environmental conflict : the case of Thyspunt, Oyster Bay in the Eastern CapePotts, Glynn Shirley January 2008 (has links)
As the global energy crisis continues to have an impact on developing countries such as South Africa, stakeholders form an increasingly significant role especially around the concerns of development and the impact on the environment. Environmental conflicts have risen to the forefront in many areas in South Africa. Environmental conflicts fall under public disputes, which often occur as a result of human needs. This study is an attempt to explore the environmental conflict surrounding the proposed Nuclear Power station at Thyspunt, Oyster Bay in the Eastern Cape. Stakeholders are an integral part of environmental conflicts, and analyzing interests of stakeholders is vital in understanding environmental conflicts. This explorative study, seeks explore and to describe the interests of homeowners who are one of the key stakeholders involved the environmental conflict at Thyspunt, Oyster Bay in the Eastern Cape. The homeowners are represented by the St Francis Residents/ Ratepayers Association. The researcher conducted extensive face-face interviews with these homeowners. The organizations official documents, minutes of their meetings, letters to the media and various publications in which homeowners expressed their feelings were also made use of by the researcher in order to triangulate findings, as well as for data collection methods. The major themes were constructed from the study include: Security, Trust, Power and the various sources thereof, as well as a need for self-actualization based on values, and a final theme of the positive functions of conflict. The challenges facing the homeowners in terms of human security and environmental impact of the nuclear development are highlighted. Further recommendations for a more in-depth study are also made.
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Vliv odstavení jaderných elektráren na energetickou bezpečnost: komparace Německa a ČR / Impact of nuclear power plants decommissioning: comparison of Germany and the Czech RepublicMyslivcová, Kateřina January 2019 (has links)
The diploma thesis examines the effect of decommissioning of nuclear power plants on the energy security of two European countries - Germany and the Czech Republic. First, the author focuses on theoretical anchoring of energy security. The practical part then examines both countries from the perspective of their energy mixes and policies and infrastructure interconnection. This is the starting point for the comparison of the effects of the decommissioning of nuclear power plants. Second, the author presents three scenarios to replace nuclear energy, exploring how German and Czech energy security will change. The first scenario is the use of renewable energy only. The second option is a combination of renewable energy and coal. Finally, the third option is again a certain proportion of renewable energy along with natural gas. Last but not least, the author concludes in the presented paper that, despite the various possible combinations of how to replace nuclear energy, both countries would be worse off within the framework of energy security.
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Safety related model and studies of Trojan Nuclear Power Plant electrical distribution systemSharifnia, Hamidreza 01 January 1988 (has links)
The most important requirement for running a nuclear power plant safely is having a reliable safety system, especially during the emergency shutdown condition. For performing a scrutiny load flow and voltage drop study a detailed and comprehensive electrical model for the emergency electrical distribution system of the Trojan Nuclear Power Plant has been developed. This model includes the representation of the transformers, circuit breakers, motors, cables and load data from 4160 volts level down to the individual 480 volts loads.
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