Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-04-10T16:42:50Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-04-10T16:42:50Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:43:11Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:49Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06476.pdf: 9927984 bytes, checksum: 071861dcaed4ce3370a5065fdd2ae525 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:19Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:13Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste trabalho foram obtidas estimativas das Probabilidades de Erro Humano (PEH) das ações dos operadores do Reator de Pesquisa IEA-R1 do IPEN, em resposta a uma hipótese de situação de emergência, e realizada uma avaliação dos Fatores Influenciadores do Desempenho Humano (PSF) potencialmente influentes naquelas ações. A avaliação dos PSF foi realizada com a finalidade de classificá-los de acordo com o seu nível de influência nas ações e de determinar o estado atual destes PSF na instalação. Tanto a obtenção das PEH, como também a avaliação dos PSF, foram realizadas por meio do processo de Avaliação por Especialistas, através de entrevistas e questionários. O grupo especialista foi composto a partir dos próprios operadores do Reator IEA-R1. A representação do conhecimento dos especialistas em expressões lingüísticas e a geração de valores que representam o consenso das avaliações do grupo especialista deram-se pelo emprego da Lógica Fuzzy e da Teoria dos Conjuntos Fuzzy. Os valores obtidos para as PEH foram comparados com dados utilizados pela literatura afim e se mostraram satisfatórios para ações similares, corroborando a metodologia proposta como uma boa alternativa a ser empregada em métodos de Análises de Confiabilidade Humana (ACH). / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:41:29Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:03:20Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Circuitos de convecção natural ou sistemas de circulação natural são empregados em diversas áreas da engenharia. Reatores nucleares refrigerados a água utilizam circuitos de circulação natural como método passivo de seguranca. Em situações críticas, sem qualquer controle externo, o sistema permanece em segurança por suas próprias características de funcionamento (intrinsecamente seguro). O trabalho proposto consiste em estudar numericamente o circuito de circulação natural de água, localizado no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares / Comissão Nacional de Energia Nuclear em São Paulo, por meio do uso de modelos matemáticos, objetivando determinar o padrão do escoamento em condições sem mudança de fase líquido-vapor. A comparação dos resultados de temperatura obtidos por cada um dos modelos de turbulência aos pontos instrumentados no circuito experimental, na condição transitória, revelou desvios significativos nas respostas do modelo de zero equação. Desvios intermediário foram observados nos modelos de transporte da viscosidade turbulenta (EVTE), k - ω, SST e SSG e resultados melhores foram vericados nos modelos k - ε e DES (com significativa superioridade do primeiro modelo). / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-04-10T16:42:50Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-04-10T16:42:50Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta uma proposta para implementação de uma estrutura regulatória integrada com abordagem em qualidade e meio ambiente no processo de licenciamento de reatores nucleares de pesquisa no Brasil. A proposta foi desenvolvida a partir do estudo de processos de licenciamento de reatores nucleares de pesquisa de diversos países Membros da Agência Internacional de Energia Atômica. Após esta fase, realizou-se um estudo comparativo destes processos com o processo de licenciamento de reatores nucleares de pesquisa Brasileiro, para identificação boas práticas (aspectos positivos), possíveis lacunas existentes e então apresentar uma proposta para gestão integrada em qualidade e meio ambiente, com o objetivo de contribuir com um novo esquema para o processo de licenciamento no Brasil. A revisão da literatura considerou os seguintes reatores nucleares de pesquisa: Jules-Horowitz e OSIRIS (França), Hanaro (Coréia do Sul), Maples 1 e 2 (Canada), OPAL (Austrália), Pallas (Holanda), ETRR-2 (Egito) e IEA-R1 (Brasil). O atual processo de licenciamento de reatores nucleares de pesquisa é conduzido por dois órgãos regulatórios: a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e o Instituto Brasileiro do Meio Ambiente e dos Recursos Renováveis (IBAMA). A CNEN é responsável pelas questões nucleares, enquanto o IBAMA pelas questões ambientais. Para apoiar o trabalho, foram aplicados um instrumento de pesquisa e entrevistas, construídas com base na atual estrutura regulatória adotada para os quatro reatores de pesquisa existentes no Brasil. Atualmente, o processo de licenciamento nuclear para reatores de pesquisa no Brasil possui seis fases e o processo ambiental somente três fases. Um estudo da correlação entre estas fases fundamentou a proposta de uma nova estrutura regulatória integrada em qualidade e meio ambiente com quatro fases harmonizadas, reduzindo potencialmente os atrasos nos processos de licenciamento de reatores nucleares de pesquisa. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2017-05-25T13:33:55Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-05-25T13:33:55Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O processo de sinterização de pastilhas de UO2-Gd2O3 tem sido investigado devido à sua importância na indústria nuclear e ao comportamento complexo durante a sinterização. A sinterização é bloqueada a partir de 1300°C, quando a densificação é deslocada na direção de maiores temperaturas e a densidade final obtida é diminuída. Esta pesquisa contempla o desenvolvimento de combustíveis nucleares para reatores de potência visando aumentar a sua eficiência no núcleo do reator através da elevação da taxa de queima. Foi estudado o uso do Gd2O3 de tamanho nanométrico, na faixa de 10 a 30nm, o qual foi adicionado ao UO2, visando verificar a possibilidade de evitar-se o característico bloqueio da sinterização devido ao efeito Kirkendall observado em pesquisas anteriores. As amostras foram produzidas por meio da mistura mecânica a seco dos pós de UO2 e de 7% Gd2O3 (macroestruturado e nanométrico). Os pós foram compactados e as pastilhas foram sinterizadas a 1700°C sob atmosfera de H2. Os resultados indicam que o característico bloqueio da sinterização no sistema UO2-Gd2O3 macroestruturado, que ocorre na faixa de temperatura de 1300-1500°C, retardando a densificação, foi observado de forma menos intensa quando o Gd2O3 nanométrico foi utilizado, ocorrendo à temperatura de 900°C, e facilitando a densificação posterior. Os ensaios dilatométricos indicaram uma retração de 22, 18 e 20% respectivamente nas pastilhas de UO2, UO2-7%Gd2O3 macro e UO2-7% Gd2O3nanométrico. Foi verificada uma retração 2% maior quando o Gd2O3 nanométrico foi utilizado quando comparada com a obtida com o uso do Gd2O3 macro, usado comercialmente, resultando em pastilhas com densidade adequada para uso como combustível nuclear. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

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O presente estudo foi realizado para verificar a possibilidade de redução do núcleo do reator IEA-R1 do IPEN/CNEN-SP. Cálculos neutrônicos foram desenvolvidos para um conjunto de novas configurações para que, a posteriori, a análise termo-hidráulica e de segurança pudessem ser realizadas. As novas configurações analisadas são menores por diversos motivos, como obter uma melhor utilização do combustível, melhor distribuição dos fluxos de nêutrons, dentre outros. Para que se possa atingir tais configurações, a densidade de Urânio no combustível deve ser aumentada. Neste estudo, combustíveis de U3Si2-Al com 4,8gU/cm3 foram testados e novos núcleos para o reator IEA-R1 foram propostos e discutidos. A análise neutrônica não impõe restrições aos núcleos estudados. A análise termohidráulica mostrou que as margens de segurança e os perfis de temperatura ao longo das placas combustíveis não excedem os limites de projeto. Os coeficientes de temperatura obtidos para os novos núcleos, no caso isotérmico, são todos negativos, conforme desejado. A queima mostrou que núcleos supercompactos não apresentam excesso de reatividade suficiente para o funcionamento dos mesmo, ao se utilizar combustíveis com 4,8gU/cm3. Um APR (Acidente de Perda de Refrigerante) foi simulado para os núcleos remanescentes. A ruptura da fronteira do primário se mostrou o acidente mais crítico, devido ao curto tempo para o esvaziamento completo da piscina do reator. As temperaturas atingidas após o descobrimento foram calculadas e não excedem aquelas cujos valores propiciam empolamento nas placas combustíveis (475 °! a 550 °!), uma vez que se obedeça os tempos de esvaziamento seguro da piscina para as novas configurações. / This study was performed considering prospective candidates for the IPEN/CNEN-SP IEA-R1 research reactor core. Some neutronic calculations were developed for a set of new core configurations to push forward the thermal-hydraulic and safety analysis. The new core configurations will be smaller for several reasons (e.g., better fuel utilization, neutron fluxes and so on). To achieve such smaller arrangements, the U-fuel density has to be increased. In the current study, configurations with 4.8gU/cm3 U3Si2- Al fuels were tested using the software MCNP and a set of new core configurations for the IPEN/CNEN-SP IEA-R1 research reactor has been presented and discussed. The Neutronic analysis imposes no restrictions on the new cores. The Thermal- Hydraulic (TH) analysis showed that the safety margins and the temperature profile through the fuel plate dont exceed the design limits. The isothermal temperature coefficients were calculated being all negative, as desired. The burnup concludes that super compact cores dont have enough excess reactivity to keep the reactor working with 4.8gU/cm3 U3Si2-Al fuels. A LOCA (Loss of Cooling Accident) was simulated for the remaining cores. The border rupture of the primary system was the most critical accident, due to the short time for the complete emptying of the reactor pool. The temperatures reached after this accident were calculated and dont exceed the fuel plates limits (475 °C - 550 °C), once the time for safe emptying are taken into account for the IEA-R1 pool.

Die Veranstaltung widmete sich mit der Borverdünnung in Druckwasserreaktoren bzw. mit der Verstopfung der Sumpfansaugsiebe durch freigesetztes Isolationsmaterial schwerpunktmäßig zwei Themen der Reaktorsicherheit, die auch in aktuellen Aufsichtsverfahren eine Rolle spielen. Eingebettet in den internationalen Kontext wollten die Veranstalter die sicherheitstechnische Bedeutung dieser Themen für die deutschen Anlagen beleuchten und die Auswirkungen auf die zu erbringenden Sicherheitsnachweise und den Anlagenbetrieb darstellen. Dabei kamen Gutachter, Vertreter der Forschung, Hersteller und Betreiber gleichermaßen zu Wort. Der Fachtag sollte den Teilnehmern aber insbesondere vermitteln, welche Beiträge die privat und öffentlich finanzierte Reaktorsicherheitsforschung zur Aufklärung der jeweiligen Ereignisabläufe und ihrer sicherheitstechnischen Bedeutung geleistet hat. In diesem Forschungskontext spielen, auch international, die Methoden der so genannten Computational Fluid Dynamics (CFD) eine zunehmende Rolle. Deshalb widmete sich eine Sitzung den Grundlagen, Möglichkeiten und Grenzen von CFD-Methoden. Dabei wurden u.a. Anwendungen zur Borvermischung und zum Verhalten von Mineralwolle im Sumpf präsentiert.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:40Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:57:16Z (GMT). No. of bitstreams: 1 05031.pdf: 4962096 bytes, checksum: 39c12c06c0063abb20c1c82005ecef33 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP