Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2016-09-14T17:23:55Z No. of bitstreams: 1 ALFREDO MARQUES VIANNA FILHO D.pdf: 3923208 bytes, checksum: f8e3b1c00a610639daa45d3ca49afc1c (MD5) / Made available in DSpace on 2016-09-14T17:23:55Z (GMT). No. of bitstreams: 1 ALFREDO MARQUES VIANNA FILHO D.pdf: 3923208 bytes, checksum: f8e3b1c00a610639daa45d3ca49afc1c (MD5) Previous issue date: 2016-06 / A manutenção de sistemas e equipamentos é uma questão central na Engenharia de Produção. Embora nenhum sistema seja imune a falhas, geralmente é necessário minimizar a probabilidade delas ocorrerem. A ocorrência de falhas pode ter consequências desastrosas como num vôo de um avião ou na operação de uma usina nuclear. A elaboração de um plano de manutenção tem por objetivo a prevenção e recuperação das falhas do sistema, aumentando a confiabilidade deste e diminuindo os custos decorrentes das paradas não planejadas. É fundamental também para as questões relacionadas à segurança das organizações, principalmente naquelas que lidam com tecnologias perigosas. Esta tese tem por objetivo propor um método para a análise da manutenção de um reator nuclear de pesquisa, utilizando uma abordagem sócio-técnica, e com foco nas condições existentes atualmente no Brasil. O reator de pesquisa estudado pertence a um órgão público, localizado na cidade do Rio de Janeiro. A proposta da tese se consistiu em analisar a disponibilidade de um dos principais sistemas que fazem parte do reator de pesquisa, o sistema de instrumentação nuclear. Nesta análise, foram levados em consideração não apenas os aspectos técnicos dos módulos que compõem o sistema de instrumentação nuclear, mas também os fatores humanos e organizacionais que poderiam afetar a disponibilidade deste sistema. Os resultados obtidos mostraram a influência destes fatores na disponibilidade do sistema de instrumentação nuclear. / The maintenance of systems and equipment is a central question related to Production Engineering. Although systems are not fully reliable, it is often necessary to minimize the failure occurrence likelihood. The failures occurrences can have disastrous consequences during a plane flight or operation of a nuclear power plant. The elaboration of a maintenance plan has as objective the prevention and recovery from system failures, increasing reliability and reducing the cost of unplanned shutdowns. It is also important to consider the issues related to organizations safety, especially those dealing with dangerous technologies. The objective of this thesis is to propose a method for maintenance analysis of a nuclear research reactor, using a socio-technical approach, and focused on existing conditions in Brazil. The research reactor studied belongs to the federal government and it is located in the city of Rio de Janeiro. The specific objective of this thesis is to develop the availability analysis of one of the principal systems of the research reactor, the nuclear instrumentation system. In this analysis, were taken into account not only the technical aspects of the modules related to nuclear instrumentation system, but also the human and organizational factors that could affect the availability of the nuclear instrumentation system. The results showed the influence of these factors on the availability of the nuclear instrumentation system.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2017-08-17T17:47:51Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-08-17T17:47:51Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2017-06 / O presente trabalho apresenta as metodologias existentes para redução de desarmes de reatores não planejados. Adicionalmente, propõe uma metodologia modificada para redução de desarmes automáticos e manuais não planejados de reatores de usinas nucleares. Esta metodologia modificada tem como principal diferença em relação as metodologias existentes o universo amostral utilizado para as análises das causas de cada desarme de reator nuclear ocorrido. Enquanto as metodologias existentes analisam apenas a causa raiz de cada desarme e se aplica quando se está analisando um grande universo de usinas nucleares, a metodologia proposta analisa a causa raiz e todos os fatores causais. No desenvolvimento desta metodologia para análise dos desarmes de reator ocorridos na usina estudada foi verificado que o universo amostral considerando apenas a causa raiz de cada desarme seria muito pequeno quando comparado com a metodologia utilizada pela indústria nuclear. Conforme está descrito nesta dissertação, o INPo analisou a causa raiz de todos os desarmes de reatores que ocorreram nos Estados Unidos nos anos de 2009 e 2010. Nesta análise mais de 140 desarmes foram analisados . A aplicação da metodologia INPO para a usina estudada se torna imprecisa pois o universo amostral do número de desarmes analisados fica muito reduzido. Por isso este trabalho propõe uma metodologia modificada para o estudo de caso da usina nuclear estudada. Nesta metodologia modificada foram considerados a causa raiz e os fatores contribuintes que de alguma forma possam ter contribuído para a ocorrência de desarmes do reator, desta forma aumentando significativamente o universo amostral de falhas apuradas. O trabalho também apresenta os principais processos existentes que ajudam a evitar desarmes do reator, e faz uma relação entre um tipo de falha identificada e os processos que devem ser melhorados para se evitar esta falha. Por fim, faz um estudo de caso de uma usina nuclear empregando esta nova metodologia. Neste estudo de caso são identificadas as principais falhas que provocaram desarmes do reator nuclear e os principais processos a serem melhorados, e apresenta os bons resultados utilizando-se esta nova metodologia proposta

Neste trabalho, é feito o estudo de alguns aspectos considerados relevantes para o equilíbrio, estabilidade e transporte em tokamks de pequena razão de aspectos, utilizando um modelo analítico de equilíbrio baseado na solução de Soloviev da equação Grad Shafranov. No que se refere ao equilíbrio, é dado enfoque no estudo da "elongação natural" que ocorre em tokamaks de baixa razão de aspecto. É mostrado que configurações com elongação vertical "natural", são estáveis aos modos com simetria axial. No que diz respeito aos processos de transporte, a atenção é dirigida para os cálculos da configuração das órbitas banana, invariante adiabático J e corrente de reforço. É verificado que configurações com elongação horizontal são mais adequadas para estabilização dos modos de partículas aprisionadas. A corrente de reforço representa de 8 a 12% da corrente de plasma. A estabilidade relativa aos modos inflados é testada através do código HBT no limite de alto B, onde é proposta uma generalização na lei de escala de Troyon, válida agora para seção transversal e razão de aspecto quaisquer.

Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-09-19T17:48:45Z No. of bitstreams: 1 CLAUDIO MARCIO DO NASCIMENTO ABREU PEREIRA D.PDF: 2179368 bytes, checksum: b0e89224c0ed09fe9b91259e399be37d (MD5) / Made available in DSpace on 2017-09-19T17:48:45Z (GMT). No. of bitstreams: 1 CLAUDIO MARCIO DO NASCIMENTO ABREU PEREIRA D.PDF: 2179368 bytes, checksum: b0e89224c0ed09fe9b91259e399be37d (MD5) Previous issue date: 1999-04 / Este trabalho apresenta o desenvolvimento de um algoritmo genético para a aplicação em problemas de otimização de parâmetros em projetos de reatores nucleares. Como resultado de suas aplicações a alguns problemas simples, criados especificamente para a validação do método, é observada a convergência para o ótimo global, acarretando sensível melhora dos resultados quando comparados com aqueles obtidos por um método tradicional de otimização não linear baseado em técnicas de programação linear. Estendendo o escopo da aplicação, o algoritmo foi submetido com sucesso a um problema de otimização complexo, onde os métodos convencionais não se aplicam. Os bons resultados levaram ao desenvolvimento de uma ferramenta genérica e operacional que pode ser aplicada em projetos reais de reatores nucleares.

Orientador: Antonio Celso Fonseca de Arruda / Dissertação (mestrado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia de Campinas / Made available in DSpace on 2018-07-14T16:05:10Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Neves_MauricioDavidMartinsdas_M.pdf: 4572849 bytes, checksum: 63f095dd94b6022a5608dce36d57123e (MD5) Previous issue date: 1986 / Resumo: O presente trabalho descreve a obtenção de varetas combustíveis, com encamisamento de aços inoxidáveis austeníticos, para reatores nucleares. Dois aspectos foram abordados com maior ênfase: a) obtenção e qualificação dos tubos de aço inoxidável AISI 304 e 304 L; b) soldagem circunferencial das extremidades dos tubos aos tampões do mesmo material e qualificação das soldas. Os tubos, com dimensões características especiais, foram obtidos por trefilação com mandril fixo. Foram obtidos tubos de aço 304 e 304 L, com e sem costura. Os tubos apresentram precisão dimensional, rugosidade superficial, propriedades mecânicas e características microestruturais adequadas. Não se constatou diferenças dignas de menção entre as propriedades dos tubos com costura e dos tubos sem costura.O processo de soldagem utilizado foi o TIG ( "Tungsten Inert Gas" ). Foram estudados os seguintes parâmetros de soldagem: gás de proteção (argônio e hélio); corrente de soldagem; velocidade de rotação do tubo; comprimento de arco posicionamento do eletrodo e vazão de gás. Foi desenvolvida uma câmara de soldagem, com atmosfera protetora, visando diminuir a oxidação superficial e a zona afetada pelo calor. As soldas foram avaliadas com auxílio de ensaios destrutivos (pressurização até arrebentamento, levantamento de perfis de microdureza e análise metalográfica) e não destrutivos (inspeção visual, exame dimensional, radiografia e vazamento de hélio).Em função dos resultados obtidos são sugeridos dois ciclos de soldagem: um para argônio e outro para hélio. As modificaçôes microestruturais, causadas pela soldagem, foram estudadas minuciosamente. A utilização de tubos, previamente encruados, permitiu a identificação e o estudo por meio de microscópia ótica e medidas de microdureza das várias regiões, são elas: zona de fusão; zona afetada pelo calor (região de crescimento de grão, região total e parcialmente recristalizada) e, finalmente zona não afetada pelo calor. Foram estabelecidas algumas relações entre parâmetros de soldagem e fenômenos metalúrgicos, tais como: solidificação; recuperação; recristalização; crescimento de grão e precipitação, que ocorrem durante o processo. / Abstract: This work describes the obtainment af austenitic stainless steel clad fuel rods for nuclear reactors. Two aspects have been emphasized: a) obtainment and qualification of AISI 304 and 304 L stainless steel tubes; b) the circumferential welding of pipe ends to end plugs of the same alloy followed by qualification of the welds. Tubes with special and characteristic dimensions were obtained by set mandrel drawing. Both, seamed and seamless tubes af 304 and 304 L were obtained.The dimensional accuracy, surface roughness, mechanical properties and microestructural characteristics of the tubes were found to be adequate. The differences in the properties of the tubes with and without seams were found to be insignificant. The TIG pracess of welding was used. The influence of various welding parameters were studied: shielding gas (argon and helium), welding current, tube rotation speed, arc length, electrode position and gas flow. An inert gas welding chamber was developed and constructed with the aim of reducing surface oxidation and the heat affected zone. The welds were evaluated with the aid of destructive tests (burst-test, microhardness profile determination and metallographic analysis) and non destructive tests (visual inspection, dimensional examination, radiography and helium leak detection). As a function of the results obtained, two different welding cycles have been suggested; one for argon and another for helium. The changes in the microstruture caused by welding have been studied in greater detail. The utilization of work hardened tubes, permited the identification by optical microscopy and microhardness measurements, of the different zones: weld zone; heat affected zone (region of grain growth, region of total and partial recrystallization) and finally, the zone not affected by heat. Some correlations between the welding parameters and metallurgical phenomena such as: solidification, recovery, recrystallization, grain growth and precipitation that occurred during the process have been established. / Mestrado / Mestre em Engenharia Mecânica

Este trabalho tem como objetivo a avaliação dosimétrica de componentes semicondutores (detectores Barreira de Superfície e fotodiodos PIN) para aplicação em medições de dose equivalente em campos de baixo fluxo de nêutrons (rápidos e térmicos), utilizando uma fonte de AmBe de alto fluxo, a instalação de Neutrongrafia do reator IEA-R1 (fluxos térmicos/epitérmicos) e fluxo de nêutrons rápidos do núcleo do reator IPEN/MB-01 (UCRI Unidade Crítica). Para a detecção de nêutrons (térmicos, epitérmicos e rápidos) foram usados componentes moderadores e conversores (parafina, boro e polietileno). Os fluxos resultantes da moderação e conversão foram utilizados para a irradiação de componentes semicondutores (SSB - Barreira de Superfície e fotodiodos). Foi utilizado também um conversor misto constituído de uma folha de polietileno borado (marca Kodak). O método de simulação por Monte Carlo foi utilizado para avaliar de forma analítica a espessura ótima da parafina. O resultado obtido foi similar ao verificado experimentalmente e serviu para avaliar o fluxo de nêutrons emergentes do moderador (parafina). Da mesma forma, através de simulação, foi avaliado também o fluxo de nêutrons rápidos que atinge o conversor de polietileno que cobre a face sensível dos semicondutores. O nível de radiação gama foi avaliado cobrindo o detector por inteiro com uma folha de cádmio de 1 mm de espessura. O reator IPEN/MB-01 foi usado para avaliar a resposta dos detectores para nêutrons rápidos de alto fluxo. Os resultados, de uma forma geral, mostraram concordância e similaridade com os trabalhos desenvolvidos por outros grupos de pesquisas. Foi também estabelecida uma abordagem para o cálculo de dose equivalente utilizando os espectros obtidos nas experiências. / The main objetive of this research is the dosimetric evaluation of semiconductor componentes (surface barrier detectors and PIN photodiodes) for applications in dose equivalent measurements on low dose fields (fast and thermal fluxes) using an AmBe neutron source, the IEA-R1 reactor neutrongraphy facility (epithermal and thermal fluxes) and the Critical Unit facility IPEN/MB-01 (fast fluxes). As moderator compound to fast neutrons flux from the AmBe source was used paraffin and boron and polyethylene as converter for thermal and fast neutrons measurements. The resulting fluxes were used to the irradiation of semiconductor components (SSB Surface Barrier Detector and PIN photodiodes). A mixed converter made of a borated polyethylene foil (Kodak) was also used. Monte Carlo simulation metodology was employed to evaluate analytically the optimal paraffin thickness. The obtained results were similar to the experimental data and allowed the evaluation of emerging neutron flux from moderator, as well as the fast neutron flux reaching the polyethylene covering the semiconductor sensitive surface. Gamma radiation levels were evaluated covering the whole detector with cadmium foil 1 mm thick, allowing thermal neutrons blockage and gamma radiation measurements. The IPEN/MB-01 facility was employed to evaluate the detector response for high neutron flux. The results were in good agreement with other studies published. Using the obtained spectra an approach to dose equivalent calculation was established.

O presente trabalho consiste no desenvolvimento de um programa computacional para simulação de transitórios provocados por paradas de bombas de circulação de refrigerante do núcleo de reatores nucleares e o acoplamento do modelo a circuitos hidráulicos típicos de reatores PWR. O programa fornece a variação temporal da vazão, rotação, torque elétrico e hidráulico e altura dinâmica das bombas para diversas situações operacionais ou acidentais. Pode ser utilizado para qualquer combinação de bombas ativas ou inativas. A verificação do modelo foi feita através de testes realizados com dados da usina nuclear de Angra-I e os resultados podem ser considerados satisfatórios quando comparados àqueles apresentados no relatório final de Angra, FSAR.

Este trabalho apresenta uma contribuição ao Programa de Reatores Rápidos Regeneradores, em desenvolvimento no Instituto de Estudos Avançados do Centro Técnico Aeroespacial. Faz-se um estudo comparativo de três tipos de elementos combustíveis (metálico, óxido e carbonetq.Devido às fracas propriedades mecinicas do urinio metálico, ã enfatizada a possibilidade de ligá-lo com elementos de liga, a fim de aumentar sua resistência mecânica,~sua resistência a corrosao e a estabilidade dimensional, quando submetido a ciclagem térmica. Dentre os elementos de liga, são feitas considerações especiais em relação ao niõbio, zircônio, titinio e molibdênio, que proporcionam elevada solubilidade gama e propriedades adequadas ao urânio, para emprego em reatores. são estudados os diagramas de equilíbrio para o urânio com estes quatro elementos, e sao revistos os pontos fundamentais das transformações de fases sob tratamento térmico. A fim de se ter um estudo compreensivo do assunto,os mãtodos e tãcnicas mais importantes para a obtenção do urânio metálico, desde a redução do UF4 pelo magnésio até o refino e purificação em fornos a vácuo, são estudados.Procurando-se validar os aspectos teóricos, o trabalho experimental foi conduzido obedecendo à sequência: (i) redução de UF 4 pelo magnésio; (ii) seguinte refino

Este trabalho tem como objetivo a avaliação dosimétrica de componentes semicondutores (detectores Barreira de Superfície e fotodiodos PIN) para aplicação em medições de dose equivalente em campos de baixo fluxo de nêutrons (rápidos e térmicos), utilizando uma fonte de AmBe de alto fluxo, a instalação de Neutrongrafia do reator IEA-R1 (fluxos térmicos/epitérmicos) e fluxo de nêutrons rápidos do núcleo do reator IPEN/MB-01 (UCRI Unidade Crítica). Para a detecção de nêutrons (térmicos, epitérmicos e rápidos) foram usados componentes moderadores e conversores (parafina, boro e polietileno). Os fluxos resultantes da moderação e conversão foram utilizados para a irradiação de componentes semicondutores (SSB - Barreira de Superfície e fotodiodos). Foi utilizado também um conversor misto constituído de uma folha de polietileno borado (marca Kodak). O método de simulação por Monte Carlo foi utilizado para avaliar de forma analítica a espessura ótima da parafina. O resultado obtido foi similar ao verificado experimentalmente e serviu para avaliar o fluxo de nêutrons emergentes do moderador (parafina). Da mesma forma, através de simulação, foi avaliado também o fluxo de nêutrons rápidos que atinge o conversor de polietileno que cobre a face sensível dos semicondutores. O nível de radiação gama foi avaliado cobrindo o detector por inteiro com uma folha de cádmio de 1 mm de espessura. O reator IPEN/MB-01 foi usado para avaliar a resposta dos detectores para nêutrons rápidos de alto fluxo. Os resultados, de uma forma geral, mostraram concordância e similaridade com os trabalhos desenvolvidos por outros grupos de pesquisas. Foi também estabelecida uma abordagem para o cálculo de dose equivalente utilizando os espectros obtidos nas experiências. / The main objetive of this research is the dosimetric evaluation of semiconductor componentes (surface barrier detectors and PIN photodiodes) for applications in dose equivalent measurements on low dose fields (fast and thermal fluxes) using an AmBe neutron source, the IEA-R1 reactor neutrongraphy facility (epithermal and thermal fluxes) and the Critical Unit facility IPEN/MB-01 (fast fluxes). As moderator compound to fast neutrons flux from the AmBe source was used paraffin and boron and polyethylene as converter for thermal and fast neutrons measurements. The resulting fluxes were used to the irradiation of semiconductor components (SSB Surface Barrier Detector and PIN photodiodes). A mixed converter made of a borated polyethylene foil (Kodak) was also used. Monte Carlo simulation metodology was employed to evaluate analytically the optimal paraffin thickness. The obtained results were similar to the experimental data and allowed the evaluation of emerging neutron flux from moderator, as well as the fast neutron flux reaching the polyethylene covering the semiconductor sensitive surface. Gamma radiation levels were evaluated covering the whole detector with cadmium foil 1 mm thick, allowing thermal neutrons blockage and gamma radiation measurements. The IPEN/MB-01 facility was employed to evaluate the detector response for high neutron flux. The results were in good agreement with other studies published. Using the obtained spectra an approach to dose equivalent calculation was established.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2016-12-07T13:49:31Z No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2016 Roque Hudson da Silva Martins.pdf: 1912079 bytes, checksum: dd3f85058201df5cc31480f07f01ba00 (MD5) / Made available in DSpace on 2016-12-07T13:49:31Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2016 Roque Hudson da Silva Martins.pdf: 1912079 bytes, checksum: dd3f85058201df5cc31480f07f01ba00 (MD5) Previous issue date: 2016-06 / Neste trabalho é realizado um estudo e apresentada uma proposta de implementação de um modelo de Sistema de Proteção para Reatores Nucleares de Pesquisa, através da utilização de dispositivo programável FPGA (Field Programmagle Gate Array). Bem como são estudadas as lógicas de proteção de um desligamento automático (TRIP) de um reator, que garantem a segurança nesse tipo de sistema. A utilização desses novos mecanismos de controle e operação são desenvolvidos a fim de garantir que os limites do nível de segurança de uma usina não sejam superados, logo esses mecanismos podem acontecer de maneira isolada ou em conjunto de forma a garantir a segurança. Para que essa implementação seja completa, são apresentados os principais conceitos e aspectos referentes a Sistema de Proteção, principalmente no que se refere à segurança dos reatores nucleares de pesquisa. Sendo exposto alguns termos utilizados na área de aplicação. O sistema proposto nesta dissertação foi modelado através da linguagem de descrição de hardware VHDL (Very Speed Integrated Circuit), sendo utilizado o software ModelSim da Altera Software na programação das lógicas de desligamento automático (TRIP) do reator de pesquisa e na simulação de hipóteses de acionamento das mesmas. Os resultados deste estudo apontam que para toda a aplicação de software em reatores nucleares como ferramenta de auxílio na segurança dos mesmos, passe por um teste de verificação e validação, de forma a se adequar a norma IEC 60880. Este trabalho revela-se de grande importância, considerando-se que os sistemas de proteção de um reator nuclear constitui como um elemento básico na segurança dos mesmos. / This study presents a implementation purpose of a protection system for research nuclear reactors by using a programed device FPGA (Field Programmable Gate Array). As well as logic protection method involved on an automatic shutdown (TRIP) of a reactor, that ensure the security on such systems. These new control and operation mechanics are developed to guarantee that the security limits of a power plant are not exceeded, these mechanics can work isolated or in groups to safe guard the security levels. For this implementation to be completed, there will be presented the main aspects and concepts referred to protection systems, mostly about research nuclear reactors, with some applications terms exposed. The system proposed at this paper was developed following the VHDL (Very High Speed Integrated Circuits) hardware describing language, and the Modelsim software from Altera Software to program the automatic turning off routines, and hypothetical simulations for such. The results show that for every software application for supporting nuclear reactors, like security devices, they have to meet the IEC 60880 criteria. This paper have great importance, seeing that nuclear reactor security systems, are a basic element for ensure the reactor security.