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1	Metodologia para monitoracao e diagnostico de vibracao das bombas moto-operadas do circuito primario de refrigeracao do Reator IEA-R1 BENEVENUTI, ERION de L. 09 October 2014 (has links) Made available in DSpace on 2014-10-09T12:48:58Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:23Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09626.pdf: 11035558 bytes, checksum: 15aa6dd9cdacdf9c6ea1b493f68aba84 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP IEAR-1 Reactor primary coolant circuits motors pumps mechanical vibrations monitoring reactor instrumentation reactor monitoring systems
2	Programa computacional para estudo da estrategia de controle de um reator nuclear do tipo PWR OLIVEIRA, JOSE R. de 09 October 2014 (has links) Made available in DSpace on 2014-10-09T12:47:39Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:47Z (GMT). No. of bitstreams: 1 08340.pdf: 14966348 bytes, checksum: aaa6cd8ca53387e367ec3e01876c6a48 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP pwr type reactors reactor control systems primary coolant circuits computer codes computerized simulation
3	Metodologia para monitoracao e diagnostico de vibracao das bombas moto-operadas do circuito primario de refrigeracao do Reator IEA-R1 BENEVENUTI, ERION de L. 09 October 2014 (has links) Made available in DSpace on 2014-10-09T12:48:58Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:23Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09626.pdf: 11035558 bytes, checksum: 15aa6dd9cdacdf9c6ea1b493f68aba84 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP iear-1 reactor primary coolant circuits motors pumps mechanical vibrations monitoring reactor instrumentation reactor monitoring systems
4	Programa computacional para estudo da estrategia de controle de um reator nuclear do tipo PWR OLIVEIRA, JOSE R. de 09 October 2014 (has links) Made available in DSpace on 2014-10-09T12:47:39Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:47Z (GMT). No. of bitstreams: 1 08340.pdf: 14966348 bytes, checksum: aaa6cd8ca53387e367ec3e01876c6a48 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP pwr type reactors reactor control systems primary coolant circuits computer codes computerized simulation
5	Estimativa da frequencia de danos ao nucleo devido a perda de refrigerante primario e bloqueio de canal de refrigeracao do reator de pesquisas IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP - APS nivel 1 / Estimative of core damage frequency in IPEN´s IEA-R1 research reactor (PSA level 1) due to the initiating event of loss of coolant caused by large rupture in the pipe of the primary circuit HIRATA, DANIEL M. 09 October 2014 (has links) Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:12Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:51Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP PROBABILISTIC ESTIMATION RISK ASSESSMENT SAFETY ANALYSIS ECCS FAULT TREE ANALYSIS LOSS OF COOLANT PRIMARY COOLANT CIRCUITS PIPES REACTOR CORES IEAR-1 REACTOR ACCIDENTS
6	Estimativa da frequencia de danos ao nucleo devido a perda de refrigerante primario e bloqueio de canal de refrigeracao do reator de pesquisas IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP - APS nivel 1 / Estimative of core damage frequency in IPEN´s IEA-R1 research reactor (PSA level 1) due to the initiating event of loss of coolant caused by large rupture in the pipe of the primary circuit HIRATA, DANIEL M. 09 October 2014 (has links) Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:12Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:51Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste trabalho é aplicada a metodologia da Análise Probabilística de Segurança nível 1 ao reator IEA-R1. Inicialmente são descritos os eventos iniciadores de acidentes identificados no reator para duas categorias: perda de vazão e perda de refrigerante primário. Dentre eles foram escolhidos dois eventos iniciadores para análise mais detalhada do acidente e obtenção da estimativa da freqüência de danos ao núcleo devido a sua ocorrência. Foram selecionados os seguintes eventos iniciadores: bloqueio de canal de refrigeração (maior probabilidade) e perda de refrigerante por grande ruptura da tubulação do circuito primário (maiores consequências). Para modelar a evolução do acidente a partir da ocorrência do evento iniciador e da atuação ou não dos sistemas de segurança utilizou-se Árvore de Eventos. Através de Árvore de Falhas, também foi avaliada a confiabilidade dos seguintes sistemas: sistema de desligamento do reator, isolamento da piscina, sistema de resfriamento de emergência (SRE) e sistema elétrico. Como resultados foram obtidas as estimativas das frequências de danos ao núcleo do reator e as probabilidades de falha dos sistemas analisados. As freqüências de danos ao núcleo mostraram-se dentro das margens esperadas, sendo da mesma ordem de grandeza que os encontrados para reatores similares. As confiabilidades dos sistemas de desligamento do reator, de isolamento da piscina e do SRE foram satisfatórias para as condições em que estes sistemas foram exigidos. Todavia, para o sistema elétrico seria recomendável uma análise para verificar a possibilidade de modernização a fim de aumentar a sua confiabilidade. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP probabilistic estimation risk assessment safety analysis eccs fault tree analysis loss of coolant primary coolant circuits pipes reactor cores iear-1 reactor accidents

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