Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-08-08T13:19:37Z No. of bitstreams: 1 MAURICIO ALVES DA CUNHA E AGHINA_D_2012.pdf: 3967079 bytes, checksum: 4967d16b666f01de68d7c1b24d6591d4 (MD5) / Made available in DSpace on 2014-08-08T13:19:37Z (GMT). No. of bitstreams: 1 MAURICIO ALVES DA CUNHA E AGHINA_D_2012.pdf: 3967079 bytes, checksum: 4967d16b666f01de68d7c1b24d6591d4 (MD5) Previous issue date: 2012 / Devido as normas muito rígidas de segurança de operação de uma usina nuclear, os operadores, tem que ser muito bem treinados, para que possam opera-la dentro dos procedimentos de segurança necessários. Este treinamento é feito através de simuladores, que possibilitam a operação do usuário, a mais próxima possível de uma mesa de controle real, e que possam ser inseridas situações de acidentes, para que eles treinem, como voltar a usina para uma condição normal de funcionamento. Normalmente são utilizados dois tipos de simulador.: O desejado é o full scope que é um simulador computacional da dinâmica da usina usado em conjunto com a réplica física da mesa de controle, mas este tipo de simulador envolve um alto custo de construção. O segundo tipo é o que usa janelas sinópticas de varias regiões da mesa de controle original, o seu custo de construção é menor, mas tem uma fidelidade menor com a aparência da mesa original. Atualmente, com o uso da realidade virtual as mesas de controle podem ser modeladas em 3D, fazendo com que a interface do simulador seja bem parecida com a aparência da mesa de controle original e com um baixo custo de construção. Este trabalho mostra o uso de interfaces naturais para interação do operador com a mesa virtual, com o intuito que ele não use nenhum dispositivo mecânico para a visualização e atuação com a mesa virtual. Para isto foram usados procedimentos, tais como: visão computacional para reconhecimento da posição de observação do operador, de suas mãos para a atuação dos controles da mesa e reconhecimento de voz. / Due to very strict standards of safe operation of a nuclear power plant operators must be well trained so they can operate it within the necessary safety procedures. This is done through training simulators, which enable the user operation, as close as possible to the real control desk, and can be inserted accident situations, so they train, how to return the plant to a normal operating condition. Normally is used two types of simulator. Preferred is the full scope simulator, what is a computational dynamics program of the plant used in conjunction with a physical replica of the control desk, but this type of simulator involves a high construction cost. The second type is what uses synoptic windows of various regions of the original control desk, its construction cost is smaller, but it have a little fidelity to the original appearance of the table. Currently, with the use of virtual reality, control desks can be modeled in 3D, making the simulator interface is very similar to the appearance of the real control desk with a low cost construction. This work shows the use of natural interfaces for operator interaction with the virtual control desk, in order that it does not use any mechanical device for displaying and acting with it. For procedures that were used, such as: computer vision to recognize the position of the operator's and observation of their hands to the work of the desk controls and voice recognition.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2017-07-03T16:46:21Z No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2016 Sergio Dias Costa.pdf: 3260402 bytes, checksum: dbe5eae43aa1e613c0979de193a0e2c5 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-07-03T16:46:21Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2016 Sergio Dias Costa.pdf: 3260402 bytes, checksum: dbe5eae43aa1e613c0979de193a0e2c5 (MD5) Previous issue date: 2016-06 / Quando se iniciaram as construções de usinas nucleares com propósitos voltados à produção de energia elétrica, na década de 1950, não existia, na fase de projeto, uma preocupação muito acentuada quanto ao tempo de vida útil que se esperaria de tal empreendimento. Ao mesmo tempo, tanto a experiência de projeto quanto de operação e manutenção de tais complexos industriais, não tinham proporcionado uma quantidade de dados suficientemente robusta para que fosse levantada a questão de impactos das interações advindas do meio ambiente e das condições de operação das usinas com seus reflexos no tempo de vida útil das mesmas. No caso mais emblemático desta filosofia, que seria o das usinas americanas, as premissas para o tempo de vida útil esperada eram simplesmente baseadas num cálculo de mercado que levava em conta a expectativa de retorno do capital investido e assim as análises de segurança e todas as outras necessárias foram feitas com base neste tempo previsto, Estes cálculos foram determinantes para que a Comissão Reguladora Nuclear americana aprovasse a operação das plantas nucleares por um tempo de 40 anos e incluísse este limite em suas licenças de operação. Como reflexo desta postura as usinas nucleares construídas ao longo do tempo em vários países, incluindo o Brasil, com tecnologia americana e seguindo os seus padrões, adotaram este tempo de licença de operação. Com o tempo de operação e as projeções de retorno de capital e a constatação de que os projetos eram capazes de suportar mais alguns anos em operação segura, as empresas solicitaram e obtiveram a aprovação para uma extensão de tempo de vida, desde que pudessem comprovar algumas premissas definidas pela Comissão Reguladora Americana (NRC) através de um capítulo especifico no código federal de normas identificado como 10CFR. Este capítulo especifica as condições necessárias para se comprove que as usinas nucleares seriam capazes de operar com segurança pelo tempo a que se propunham. O propósito deste trabalho é, utilizando referências e literatura disponíveis na indústria mundial relacionadas com técnicas e tecnologias de manutenção e outros focados na área nuclear, propor uma metodologia de modo a se obter um processo de monitoração de confiabilidade de sistemas eletrônicos que, levando em conta aspectos relacionados ao envelhecimento de seus componentes e sem interferir demasiadamente nos modos de operação das usinas nucleares, forneça suporte às mesmas para propor a extensão de vida útil de operação, em conjunto com as outras avaliações previstas nas normas. Com a utilização dos resultados de testes executados em partes de sistemas de controle de barras (SCB) e de proteção do reator (JR), foi possível comprovar a eficiência dos processos propostos e sua comprovada possibilidade de monitorar a confiabilidades dos sistemas, a partir de uma modernização nas formas de análise e de modos de execução dos testes. A partir do acompanhamento frequente dos resultados dos testes e verificação de tendências de variáveis é possível a prevenção de falhas dos sistemas eletrônicos de controle e proteção com uma boa margem de confiança. Constatou-se, no caso do sistema de controle de barras avaliado, que a técnica de busca de falhas no modelo atual, não proporciona condições de prevenção de falha inadvertida, mas que é possível, com pequenas alterações, adequá-la à monitoração da condição. Em relação ao sistema de proteção do reator (JR) alvo do estudo, foi possível verificar que apenas com a implantação de um modelo de acompanhamento de condição operacional a partir dos dados de teste, se compilados e analisados por metodologia e pessoal capacitados, proporcionará condições de predição a partir da avaliação destes resultados, permitindo a manutenção a partir da monitoração da condição.

Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-08-30T16:41:39Z No. of bitstreams: 1 MAURICIO ALVES DA CUNHA E AGHINA_ M.pdf: 5627813 bytes, checksum: 216957f5a8919957ecacf28fdcd5ccf6 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-08-30T16:41:39Z (GMT). No. of bitstreams: 1 MAURICIO ALVES DA CUNHA E AGHINA_ M.pdf: 5627813 bytes, checksum: 216957f5a8919957ecacf28fdcd5ccf6 (MD5) Previous issue date: 2009-03 / Uma usina nuclear é uma instalação de geração de energia elétrica. Devido ao seu alto grau de complexidade e normas rígidas de segurança é extremamente necessário que seus operadores sejam muito bem treinados para a sua operação, pois caso haja uma falha humana, esta irá acarretar um desligamento da planta com conseqüentes prejuízos econômicos para a operadora e para a população em geral, devido a possibilidade de um black out na rede elétrica. Para evitar essa possibilidade de falha a operadora, normalmente, possui um simulador full scope da mesa de controle da planta, que é a réplica física da mesa de controle original. O controle deste simulador é um programa de computador que pode gerar o funcionamento igual ao normal ou vários cenários de acidentes para treinarem os seus operadores nas varias condições de operação da planta. Devido ao simulador ser a réplica física da mesa de controle, acarreta um custo muito elevado para a construção das instalações prediais e dos componentes da mesa. A proposta deste trabalho é apresentar um projeto de um simulador virtual com a modelagem em 3D estéreo da mesa de controle da planta nuclear e com as mesmas funções de operação do simulador original. Este simulador virtual terá um custo muito menor e serve para um pré-treinamento de operadores com o intuito de se familiarizar com o original. / Nuclear Power Plant (NPP) is a facility for electrical energy generation. Because of its high degree of complexity and very rigid norms of security it is extremely necessary that operators are very well trained for the NPP operation. A mistaken operation by a human operator may cause a shutdown of the NPP, incurring in a huge economical damage for the owner and for the population in the case of a electric net black out. To reduce the possibility of a mistaken operation, the NPP usually have a full scope simulator of the plant´s control room, which is the physical copy of the original control room. The control of this simulator is a computer program that can generate the equal functioning of the normal one or some scenarios of accidents to train the operators in many abnormal conditions of the plant. A physical copy of the control room has a high cost for its construction, not only of its facilities but also for its physical components. The proposal of this work is to present a project of a virtual simulator with the modeling in 3D stereo of a control room of a given nuclear plant with the same operation functions of the original simulator. This virtual simulator will have a lower cost and serves for pretraining of operators with the intention of making them familiar to the original control room.

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.

Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-09-26T17:21:01Z No. of bitstreams: 1 SILAS CORDEIRO AUGUSTO M.pdf: 8461468 bytes, checksum: c489ee9efbc6f961de5685411fe2af3e (MD5) / Made available in DSpace on 2017-09-26T17:21:01Z (GMT). No. of bitstreams: 1 SILAS CORDEIRO AUGUSTO M.pdf: 8461468 bytes, checksum: c489ee9efbc6f961de5685411fe2af3e (MD5) Previous issue date: 2008-03 / A integridade física das pessoas ao circular em áreas sujeitas a radiação pode ser preservada se observadas certas regras. Entre estas regras estão limites seguros de nível de radiação, de proximidade da fonte radioativa, de tempo de exposição à mesma, e a combinação desses fatores. Neste sentido, treinamentos e simulações prévias de procedimentos operacionais a serem executados em áreas sujeitas a radiação ajudam programar melhor a circulação nessas áreas, minimizando a dose recebida. Por outro lado, Realidade Virtual é uma tecnologia capaz de ser aplicada nas diversas áreas, permitindo realizar treinamentos e simulações de ambientes reais e cenários hipotéticos, com bom grau de realismo, sem no entanto correr os riscos inerentes a atividade real. Como o ambiente virtual não apresenta quaisquer riscos para a saúde, é possível treinar os trabalhadores, antecipadamente, para vários cenários de operação ou manutenção. Neste ambiente virtual a distribuição da taxa de dose pode ser visualizada e a dose acumulada pelo operador, representado e simulado no ambiente por um personagem virtual (avatar), exibida. Consequentemente, as tarefas a serem executadas podem ser melhor planejadas, avaliando as ações e o desempenho dos trabalhadores de forma a diminuir as falhas e os riscos à sua saúde. Finalmente, este trabalho apresenta uma ferramenta para construção e navegação em ambientes virtuais, permitindo assim o treinamento das atividades em instalações nucleares, com a simulação de fontes radioativas e a medição da dose de radiação acumulada pelos operadores nestas instalações. Para este fim é proposta uma metodologia para a modificação e adaptação de um núcleo de jogo livre. / The physical integrity of people when walking in places subjected to radiation can be preserved by following some rules. Among these rules are safe limits of radiation level, proximity of radiation sources, time of exposition to radiation sources, and a combination of these factors. In this way, previous training and simulations of operation proceedings to be executed in places subjected to radiation help to better prepare the course in such places, minimizing the absorbed dose. On the other hand, Virtual Reality is a technology applicable in several areas, enabling the training and simulation of real places and hypothetical scenarios, with a good level of realism, but without danger if compared to the same activities in the real world. As a virtual environment doesn’t presents any health risks, it’s possible to train workers beforehand to several operation or maintenance scenarios. In this virtual environment, the dose tax distribution can be visualized, and the dose absorbed by the worker, represented and simulated in the virtual environment by a virtual character (avatar) can be shown. Therefore, the tasks to be done can be better planned, evaluating the workers actions and the performance so to reduce failures and health risks. Finally, this work presents a tool to build and navigate in virtual environments, enabling the training of activities in nuclear facilities. To that end is proposed a methodology to modify and adapt a free game engine.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2018-06-07T14:46:36Z No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2018 Igor Barjaille Eller.pdf: 2627557 bytes, checksum: 6d241d5bd23e86828877625c95998f2b (MD5) / Made available in DSpace on 2018-06-07T14:46:36Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2018 Igor Barjaille Eller.pdf: 2627557 bytes, checksum: 6d241d5bd23e86828877625c95998f2b (MD5) Previous issue date: 2018-02 / O presente trabalho parte da identificação de uma lacuna regulatória em relação a metodologias nacionais para avaliação de pedidos de extensão de vida das usinas nucleares brasileiras. No contexto nuclear, o Brasil conta com duas unidades nucleares operando (Angra 1 e Angra 2) e uma em construção (Angra 3). Localizada no município de Angra dos Reis, no estado do Rio de Janeiro, a Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto (CNAAA) desempenha importante papel no programa energético brasileiro. Com o somatório de eventos ocorrendo no cenário energético nacional –aumento da demanda, crises hídricas e a transição hidrotérmica da matriz energética nacional – tornou-se importante voltarmos nossos olhos para nossas Usinas e considerarmos a importância que possuem no programa energético do Brasil. Frente à proximidade do término do período licenciado de operação da Unidade de Angra 1 faz-se necessário identificar, entender e gerar conhecimento na Área Nuclear para dar subsídios para avaliações regulamentadoras de pedido de extensão de vida para usinas nucleares brasileiras. Deste modo, a presente pesquisa tem como propósito fundamental identificar os Requisitos Regulatórios aplicáveis a pedidos de extensão de vida utilizados pelo órgão regulador norte americano e pela Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA e U.S.N.R.C) para Renovação de Licença de Usinas Nucleares. De modo específico, pretende-se identificar e apresentar os aspectos considerados necessários na solicitação, avaliação de segurança e inspeção de pedidos de Extensão de Vida das Usinas Nucleares Brasileiras, tendo por base os requisitos regulatórios internacionais, a fim de propor um método próprio aplicável às nossas Unidades Nucleares. Para tanto, metodologicamente, a presente pesquisa investe em um levantamento bibliográfico acerca das metodologias internacionais mencionadas. Essa opção metodológica aposta na necessidade de entendermos como é realizado o processo de pedido de renovação de licença de operação, bem como na identificação de todos os requisitos necessários como processo fundamental para a tomada de decisões governamentais referentes ao contexto nuclear nacional. / The present work is based on the identification of a regulatory gap in the national methodologies for the evaluation of applications for life extension of the Brazilian nuclear power plants. In the nuclear context, Brazil has two nuclear units operating (Angra 1 and Angra 2) and one under construction (Angra 3). Located in the city of Angra dos Reis, in the state of Rio de Janeiro, the Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto (CNAAA) plays an important role in the Brazilian energy program. With the sum of events taking place in the national energy scenario - increased demand, water crisis and the hydrothermal transition of the national energy matrix - it has become important to turn our eyes towards our Power Plants and consider the importance they have in Brazil's energy program. Facing the proximity to the end of the licensed period of operation of the Angra 1 Unit, it is necessary to identify, understand and generate knowledge in the Nuclear Area to provide subsidies for regulatory assessments of life extension requests for Brazilian nuclear power plants. Thus, the main purpose of this research is to identify the Regulatory Requirements for life extension applications used by the US regulatory agency and the International Atomic Energy Agency (IAEA and U.S.N.R.C) for Nuclear Plant Renewal License. Specifically, it aims at identifying and presenting the aspects considered necessary in the request, safety assessment and inspection of requests for Life Extension of Brazilian Nuclear Plants, based on international regulatory requirements, to propose a proper method applicable to our Nuclear Units. For this, methodologically, the present research invests in a bibliographical survey about the mentioned international methodologies. This methodological option focuses on the need to understand how the application process for the renewal of an operating license is carried out, as well as the identification of all necessary requirements as a fundamental process for making governmental decisions regarding the national nuclear context.

Orientador : Vladimir Antonio Paulon / Dissertação (mestrado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Civil / Made available in DSpace on 2018-08-01T21:59:21Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Burke_AlineKatiusciaMateusJoaquim_M.pdf: 6239126 bytes, checksum: 09aa14bf73f3bb37b877b2d2e227cd11 (MD5) Previous issue date: 2002 / Resumo: O radônio-222 é um gás nobre e radioativo presente na cadeia de decaimento do urânio238. Os componentes do concreto (cimento e agregados) têm suas matérias-primas extraídas da crosta terrestre que contêm o urânio como impureza. O 238U presente nesses componentes irá decair segundo a sua série radioativa até o 206Pb, passando pelo radônio que pode difundir-se para o interior das edificações. A emanação de 222Rn proveniente do concreto depende de dois fatores: do teor de 226Ra e do comprimento de difusão do radônio no material. O presente trabalho teve por objetivo avaliar a influência das propriedades do concreto na emanação de radônio. Para tal, efetuou-se um estudo sistemático sobre a emanação de radônio em amostras de concreto com tipos de cimento e composições diferentes. A emanação de 222Rn foi determinada em campânulas plásticas vedadas empregando detectores sólidos de traços nucleares (LR-115). Para obtenção de informações relativas ao comprimento de difusão do concreto determinou-se sua resistência mecânica, absorção e ascensão capilar, porosidade e permeabilidade. O teor de 226Ra também foi determinado. Os resultados indicaram correlações positivas entre o coeficiente de emanação de radônio e absorção e ascensão capilar, permeabilidade e diâmetro de poros; e negativas entre o coeficiente de emanação de radônio e a resistência à compressão. Analisando-se os resultados obtidos concluiu-se que a ordem hierárquica das propriedades que afetam a emanação de radônio é: permeabilidade, diâmetro de poros, porosidade total e por fim, a absorção e ascensão capilar / Abstract: The radon-222 is a noble radioactivity gas present in uranium-238 decay chain. The concrete components (cement and aggregates) have their raw materials extracted from crust that contains uranium as impurity. The 238U contained in these components will decay following its decay chain until 206Pb, passing by radon that can diffuse to indoor air of dwellings. The 222Rn emanation from concrete depends upon two factors: 226Ra content and diffusion length. The main objective of this work was to assess the influence of the concrete proprieties in radon emanation. For this purpose, it was carried out a systematic study about radon emanation from concrete samples that have different mix proportions and that were produced with different cement types. The 222Rn concentration was determined in sealed plastic chamber employing solid state nuclear track detectors (LR-11S). The mechanical strength, water absorption, sorptivity, porosity and air permeability of concrete were determined to obtain information about diffusion length. The 226Ra concentration was also determined. The results indicated positive correlation between radon emanation coefficient and water absorption, sorptivity, air permeability and pore diameter; and negative between radon emanation coefficient and compressive strength. After the result analysis, it is concluded that the hierarchical order of the properties that affected the radon emanation is: air permeability, pore diameter, porosity, and finally water absorption and sorptivity / Mestrado / Edificações / Mestre em Engenharia Civil

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

Se estudian aspectos de la generación nucleoeléctrica, a fin de establecer algunos conceptos a considerar para la posible incorporación de potencia nuclear a la matriz energética chilena. Un aumento de un 6% anual de la demanda energética nacional, crecientes dificultades de suministro de gas natural e hidroelectricidad, así como una reducida incidencia de las energías alterativas, motivan el interés por considerar la inclusión de energía nuclear en nuestra matriz energética a mediano o largo plazo. Se enfatiza en este estudio el aspecto termohidráulico de la recuperación de la energía generada en el núcleo de un reactor. Se describe la tecnología de reactores nucleares, que en su constante evolución desde los años 50, ha creado la llamada tercera generación de modelos, basados en mejoras de los sistemas previamente existentes de reactores de agua en ebullición y de agua presurizada, ampliamente operados y analizados. Del estudio se desprende que son éstos últimos los que presentan mayores perspectivas para su aplicación en Chile, dado nuestro grado de evolución tecnológica. Se ha identificado tres diseños similares de reactores de 1000 [MW(e)], producidos por empresas líderes en el mundo en la fabricación de estos dispositivos. En base a criterios termohidráulicos, y considerando la capacidad del sistema interconectado de incluir nuevas centrales, se identifica el reactor más factible de aplicar en nuestro país (AP1000 de Westinghouse). Para dicho modelo de reactor, se realizó un análisis termohidráulico, consistente en balances energéticos en la fase de generación de calor en el núcleo del reactor, donde se realiza la transferencia de energía a un fluido primario presurizado (agua). Luego el fluido primario transfiere calor a un fluido secundario (agua en ebullición), que realiza un ciclo Rankine sin sobrecalentamiento. Los resultados principales son los caudales de fluidos, presiones, y temperaturas en la operación normal y estacionaria de estos reactores, cuyas dimensiones son de dominio público. Las temperaturas alcanzadas son especialmente críticas en cuanto a la seguridad de operación. En particular, se obtiene una temperatura máxima en el núcleo de 1401 [K] (temperatura más alta en todo el sistema), mientras que en el intercambio entre fluido primario y secundario, la pared de los tubos del intercambiador térmico alcanza 560 [K]. Los cálculos implementados son del tipo contraparte, en que se analiza la performance de un equipo que es ofrecido para su adquisición. Tales cálculos son gran importancia en el caso de evaluar tecnologías transferidas desde el exterior, especialmente tan complejas como las de generación nucleoeléctrica.

La tesis está dedicada al desarrollo de métodos para el tratamiento de dos problemas básicos de la física de reactores nucleares, el cálculo de los modos lambda asociados a una configuración estática del reactor nuclear, y la integración de la ecuación de la difusión neutrónica dependiente del tiempo. la memoria se estructura en seis capítulos. en el primero se introducen los dos problemas a tratar. en el segundo, se desarrolla una aproximación analítica para la obtención de los modos lambda de un reactor unidimensional, y la generalización de esta metodología para el tratamiento de problemas bidimensionales. en el capítulo tercero, se aborda el cálculo de los modos lambda mediante un método de colocación nodal. utilizando, para el cálculo de los autovalores dominantes de la matriz resultante de la aplicación del método de colocación y sus correspondientes autovectores, un algoritmo basado en la utilización del método de iteración del subespacio combinado con una estrategia variacional de aceleración. en el capítulo cuarto, se desarrolla un método nodal modal para la integración de la ecuación de la difusión neutrónica dependiente del tiempo basado en la obtención de los modos lambda del reactor. en el capítulo quinto, se estudia la integración de la ecuación de la difusión mediante técnicas basadas en la discretización temporal de las ecuaciones, desarrollando, a su vez, una aproximación cuasi-estatica para el tratamiento de las mismas. por último, se exponen las principales conclusiones del trabajo. se sometió a estrés hídrico a arboles cimentinos de Nules durante tres periodos del año y se estudió el crecimiento, evapotranspiración, relaciones hídricas y componentes de la producción y calidad de los frutos. se realizaron medidas de potencial hídrico foliar antes del amanecer se calculó su integral de estrés y se calculó la evapotranspiración de los árboles de los distintos tratamientos. / Ginestar Peiro, D. (1995). Integración de la ecuación de la difusión neutrónica en geometrías multidimensionales. Aplicación a reactores nucleares. Cálculo de los Modos Lambda [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/4268