Made available in DSpace on 2014-10-09T12:43:00Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:51Z (GMT). No. of bitstreams: 1 05404.pdf: 2708504 bytes, checksum: 1041726f601369567f34c17cf8a9d296 (MD5) / Dissetacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:43:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:41Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06024.pdf: 8432008 bytes, checksum: aedffb47b1226a13b5e8a41e796ee3c2 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:44:06Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:42Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06918.pdf: 6007370 bytes, checksum: f6ef6e6f5a008b13818a5ead0efc8237 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

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

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:26:16Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:46Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-03-17T10:49:39Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-03-17T10:49:39Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Considerando a segurança e extensão da vida de uma planta industrial, especificamente das válvulas de controle de processo, o estudo de confiabilidade de componentes é um ponto importante a ser investigado em usinas nucleares e em outras áreas, tais como refinaria ou plataforma de petróleo offshore. O desenvolvimento de monitorização não intrusiva e método de diagnóstico possibilita a identificação de defeitos em componentes da planta durante sua operação normal. O objetivo deste trabalho é apresentar uma análise e diagnóstico de válvulas de controle de uma planta de vapor que simula parte do circuito secundário de um reator de água pressurizada. Esta instalação faz parte do laboratório de testes de equipamentos de propulsão da Marinha do Brasil, em Iperó-SP. A metodologia utilizada no projeto é baseada na análise gráfica de dois parâmetros: a pressão de ar do atuador da válvula e o deslocamento de seu obturador. Estes dados são extraídos por um posicionador inteligente do Sistema de Automação Delta VTM. É implementada uma análise para detecção de anomalias por meio de uma abordagem que utiliza Sistemas Especialistas baseados na Lógica Fuzzy, considerando regras e conhecimento de inteligência artificial (IA). Uma vez que as medidas de base de válvulas de controle são tomadas, é possível detectar sintomas de falha, vazamento, atrito, fricção, danos, etc. O monitoramento e o sistema de diagnóstico foram projetados utilizando o programa MATLAB® versão 2009a com o FUZZY LOGIC TOOLBOX, que é um pacote integrante de subrotinas dedicado à lógica nebulosa. A monitoração e o diagnóstico das válvulas de controle são realizados por meio de uma técnica não-invasiva. Desta maneira, é possível conhecer o real status da válvula. O software ValveLink® (desenvolvido pela empresa EMERSON) recebe sinais do componente de hardware, posicionador inteligente, o qual é instalado ao lado da válvula de controle de processos. Estes sinais (corrente eléctrica) transformados em informação são utilizados como parâmetros de entrada: Pressão de ar do atuador e deslocamento do obturador da válvula. Com o uso da lógica fuzzy, esses parâmetros são interpretados. Eles sofrem inferências por regras escritas por especialistas em válvulas. Após essas inferências, as informações são tratadas e enviadas como sinais de saída. Esses sinais contém a informação de diagnóstico do estado da válvula. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-01-15T12:48:16Z No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2008_04.pdf: 1317159 bytes, checksum: c510f22d0bfa406fdceeb4cdbb80e43f (MD5) / Made available in DSpace on 2014-01-15T12:48:16Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2008_04.pdf: 1317159 bytes, checksum: c510f22d0bfa406fdceeb4cdbb80e43f (MD5) Previous issue date: 2008 / O projeto de modelos em escala reduzida tem sido empregada por engenheiros de vários setores como indústria naval, indústria aeroespacial, petrolífera, indústria nuclear e outras. Modelos em escala reduzida são usados em experimentos porque são economicamente mais atraentes do que seus próprios protótipos (escala real), e em muitos casos também são mais baratos e, na maioria das vezes, mais fáceis de serem construídos fornecendo uma maneira de se conduzir o projeto em escala real permitindo investigações e análises indiretas no sistema em escala real. Um modelo em escala reduzida (ou experimento) deve ser capaz de representar todos os fenômenos físicos que ocorrem e ocorrerão no sistema real em condições de operação, neste caso o modelo em escala reduzida é dito similar. Existem alguns métodos para se projetar um modelo em escala reduzida, e destes, dois métodos são básicos : o método empírico que é baseado na habilidade do profissional especialista para determinar quais são as grandezas físicas relevantes para o modelo desejado, e o método das equações diferenciais que é baseado na descrição matemática do protótipo (ou experimento em escala real) para o modelo. Aplicando uma técnica matemática à equação ou equações diferenciais que descrevem o comportamento do protótipo a partir de leis físicas e assim ressaltando as grandezas físicas (quantidades) relevantes para o problema do projeto do modelo em escala reduzida, e assim o problema pode ser tratado como um problema de otimização. Muitas técnicas de otimização como Algoritmo Genético, por exemplo, tem sido desenvolvidas para solucionar esta classe de problemas e tem também sido aplicadas ao projeto do modelo em escala reduzida. Neste trabalho, é realizada a investigação do uso da técnica de otimização por enxame de partículas, como ferramenta (alternativa) de otimização, no projeto termohidráulico do núcleo de reator PWR em escala reduzida, em regime de circulação forçada e condições normais de operação. Uma comparação de desempenho entre as técnicas GA e PSO é realizada assim como uma comparação entre seus resultados. Os resultados obtidos mostram que a técnica de otimização investigada é uma ferramenta promissora para o projeto de experimentos ou equipamentos em escala reduzida, apresentando vantagens sobre outras técnicas. / The reduced scale models design have been employed by engineers from several different industries fields such as offshore, spatial, oil extraction, nuclear industries and others. Reduced scale models are used in experiments because they are economically attractive than it’s own prototype (real scale) because in many cases they are cheaper than a real scale one and most of time they are also easier to build providing a way to lead the real scale design allowing indirect investigations and analysis to the real scale system (prototype). A reduced scale model (or experiment) must be able to represent all physical phenomena that occurs and further will do in the real scale one under operational conditions, e.g., in this case the reduced scale model is called similar. There are some different methods to design a reduced scale model and from those two are basic : the empiric method based on the expert’s skill to determine which physical measures are relevant to the desired model; and the differential equation method that is based on a mathematical description of the prototype (real scale system) to model. Applying a mathematical technique to the differential equation that describes the prototype then highlighting the relevant physical measures so the reduced scale model design problem may be treated as an optimization problem. Many optimization techniques as Genetic Algorithm (GA), for example, have been developed to solve this class of problems and have also been applied to the reduced scale model design problem as well. In this work, Particle Swarm Optimization (PSO) technique is investigated as an alternative optimization tool for such problem. In this investigation a computational approach, based on particle swarm optimization technique (PSO), is used to perform a reduced scale two loop Pressurized Water Reactor (PWR) core, considering 100% of nominal power operation on a forced flow cooling circulation and non-accidental operating conditions. A performance comparison between GA and PSO techniques is performed as it’s obtained results to this problem. Obtained results shows that the proposed optimization technique (PSO) is a promising tool for a reduced scale experiments or equipments design, presenting advantages over other techniques.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2017-06-02T17:42:13Z No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2017 Leonardo Pires Paredes.pdf: 1945248 bytes, checksum: e30353409ff7aa4dedadcf5f5b0b0a9c (MD5) / Made available in DSpace on 2017-06-02T17:42:13Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2017 Leonardo Pires Paredes.pdf: 1945248 bytes, checksum: e30353409ff7aa4dedadcf5f5b0b0a9c (MD5) Previous issue date: 2017-05 / Este trabalho visa destacar a necessidade de um estudo para o cálculo das rampas de variação de reatividade indispensáveis e possíveis para atender as condições operacionais reais demandadas por um submarino nuclear em suas diversas fases de operação. Em função das exigências operativas e manobras imprescindíveis em determinadas situações táticas, grandes variações de potência na propulsão são requeridas. Como estas súbitas e severas mudanças na propulsão são oriundas da potência térmica de origem nuclear, os operadores do reator devem conhecer quais as respostas e que variações de reatividade são necessárias para atender à cada demanda de velocidade solicitada. É importante destacar que estas intervenções neutrônicas são condicionadas, não somente pela requisição oriunda na propulsão, mas fundamentalmente pela imperiosa necessidade de garantir a integridade do núcleo e sustentabilidade da reação em cadeia considerando os fenômenos e efeitos complexos, não-lineares e retroalimentados envolvidos. Considerando os aspectos destacados, esta dissertação apresenta como resultados o desenvolvimento, a validação e avaliação do código computacional SiTONP (Simulador de Transientes Operacionais Nucleares para Propulsão), utilizado para simulação de transientes operacionais que atendam as demandas táticas de um submarino, e os estudos de alguns casos simulados. Esse código foi desenvolvido nesse trabalho em linguagem de programação C, tendo como base as teorias de cinética de reatores e o cálculo dos efeitos de realimentação, além de ter como base o código SIRER utilizado para cálculo de transientes de acidente. Como resultado, são feitas algumas simulações hipotéticas e é realizada uma análise de como o comportamento do reator influencia a operação do submarino. Dessa maneira, conclui-se que o programa SiTONP gera resultados consistentes e reais para diversos parâmetros nucleares que possam vir a apoiar uma análise do comportamento do reator real do projeto, a luz da doutrina de combate naval, criando ferramentas de apoio que venham viabilizar a operação do submarino dentro dos diversos cenários táticos e estratégicos que possam requerer seu emprego. / The work presented highlights the need for the study to determine the reactivity variation ramps necessary and possible to meet the real operational conditions required by a nuclear submarine in this several operating stages. In accordance with the operational requirements and essential maneuvers in certain tactical situations, large power variations in the propulsion are demanded. As these sudden and severe changes in propulsion come from the thermal power of nuclear origin, the nuclear island operators must know what kind of answers and reactivity variations are necessary to meet each requested demand speed. It should be noted that these reactivity inserts are conditioned, not only by the propulsion requests, but fundamentally by the imperative need to ensure the core integrity and the chain reaction sustainability considering the complex, nonlinear and retro-feeding phenomena and effects involved. Considering the highlights, this dissertation presents as results the development, validation and evaluation of the SiTONP (Operational Nuclear Transient Simulator for Propulsion) computational code, used to simulate operational transients that meet the tactical demands of a submarine, and the studies of some simulated cases. This code was developed in this work in C programming language and based on reactor kinetics theories and the calculation of feedback effects, in addition to being based on the SIRER code, used to calculate accident transients. As a result, we did some hypothetical simulations and an analysis is made of how the behavior of the reactor influences the operation of the submarine. In this way, it can be concluded that the SiTONP program is able to generate consistent and real results for several nuclear parameters that may support an analysis of the behavior of the real reactor of the submarine project, in the light of the naval combat doctrine, creating support tools that will make feasible the operation of the submarine within the various tactical and strategic scenarios that may require its use.

La Corrosion Sous Contrainte (CSC) est un des principaux modes de dégradation des composants assemblés par soudage dans Réacteurs à Eau Pressurisée (REP). Le retour d’expérience de 2007 sur les soudures en alliage à base de nickel a présenté 3 cas de fissuration par CSC sur l’Alliage 82 sur les 300 cas recensés dans le circuit primaire. L’objectif de cette étude est alors d’identifier des paramètres microstructuraux et mécaniques à l’échelle de la microstructure impliqués dans l’amorçage de fissures. Les caractérisations du matériau pour identifier ces paramètres sont composées d’une part, d’analyses de la composition chimique et d’analyses EBSD (Electron Back-Scattered Diffraction) pour la morphologie et les orientations cristallographiques des grains pour la microstructure et, d’autre part, de mesures expérimentales de déformation en surface et de calculs numériques de champs de contrainte autour des joints de grains par éléments finis pour le comportement mécanique. La corrélation de ces informations avec les sites d’amorçage de fissures de CSC obtenus avec les essais d’amorçage entrepris sur des éprouvettes U-bend en milieu vapeur d’eau hydrogénée à 400°C, 188 bar a confirmé la sensibilité de l’Alliage 82 en CSC avec une fissuration intergranulaire des joints de grains dont la particularité première est d’être perpendiculaire à la sollicitation (mode I). Les autres paramètres concernent celui de la chimie locale au niveau des joints de grains, de leur nature (généraux ou spéciaux) et du chargement mécanique appliqué à ces derniers (contrainte et différence de déformation). Cette méthodologie, applicable à d’autre matériau, a permis de mieux comprendre quels sont les paramètres microscopiques sensibilisent la cohésion du joint de grains et à quels degré d’importance doivent-il être pris en compte dans le mécanisme d’amorçage de fissures de CSC. / In Pressurize Water Reactors (PWR), Stress Corrosion Cracking (SCC) is the mean degradation mode of components pieced together by welding. Nickel based alloys are, among others, used in dissimilar metal welding (DMW). International report showed only 3 cracking cases in Alloy 82 out of 300 cracking cases concerned on nickel based alloys DMW in primary water circuit. The aim of this study is to identify which microstructural and local mechanism parameters at microstructure scale provide the initiation of SCC cracks. Characterizations performed on specimen surface to identify those parameters are composed ofchemical composition analysis and EBSD analysis (Electron Back-Scattered Diffraction) to know the morphology and the crystallography of grains for microstructure features on one hand, and experimental strain fields measured by Digital Imaging Correlation (DIC) of gold microgrids deposed by electronic lithography on U-bend specimen surface and stress fields calculated along grains boundaries by finite element for local mechanical features on the other hand. The correlation between those characterizations and localization of initiation sites of SCC cracks, obtained on U-bend specimens tested in autoclave in hydrogen steam water at 400°C and 188 bar for 3500 hours, confirmed the susceptibility of the Alloy 82 in SCC conditions with intergranular SCC cracks. The perpendicular position to the loading direction (mode I) is the worst conditions for grains boundary in SCC. The others points concern the chemical composition (precipitation, impurities) around grain boundary and the grain boundary type which is more susceptible when it is a High Angle Grain Boundary. It is following by the mechanical characterization (stress and strain gradient) along grain boundary. This methodology can be used to other material and helped to define which microstructural and mechanical parameter can be define the initiation of SCC cracks.

Le dimensionnement en fatigue des composants de centrales nucléaires prend en compte l’influence de nombreux paramètres tels que l’état de surface, les effets d’échelle, la variabilité du matériau, … Afin d’optimiser ce dimensionnement, il est nécessaire de comprendre le rôle joué par ces différents facteurs et d’identifier leurs interactions potentielles avec le milieu eau primaire REP (Réacteur à Eau Pressurisée). Dans cette étude, l’influence de l’environnement sur un acier inoxydable austénitique 304L en fatigue oligocyclique, mise en évidence par des essais conduits sous vide, dans l’air et en milieu eau primaire REP, est analysée en fonction de l’état de surface initial (état poli ou meulé) et de la nature du signal de chargement considéré (signaux triangulaires à différentes vitesses de déformation ou signaux complexes représentatifs de chocs thermiques successifs rencontrés en service). Une diminution de la durée de vie et l’accélération de l’endommagement provoquées par le milieu eau primaire REP ont été constatées quels que soient l’état de surface ou le signal de chargement considérés. L’influence néfaste de l’état de surface meulé sur les durées de vie en fatigue est mise en évidence puis expliquée par des essais interrompus à l’aide d’analyses qualitatives et quantitatives de l’endommagement. L’importance de la géométrie des fissures est révélée par des observations fractographiques et sa prise en compte au sein de lois de propagation permet d’expliquer la réduction de durée de vie liée à l’état de surface meulé. Enfin, l’influence dela forme du signal sur le comportement cyclique, l’endommagement du matériau et les durées de vie est détaillée. L’influence du positionnement des parties à faible vitesse de déformation au sein des cycles de chargement complexes est analysée en prenant en compte le temps d’exposition des fissures à l’environnement. / The fatigue design of Pressurized Water Reactor (PWR) components takes into account many parameters suchas the surface finish, the scale effects, the material variability, etc. To optimise this design, it is necessary tounderstand the role of those parameters and to identify their possible interactions with PWR waterenvironment.This work is focused on the low cycle fatigue behaviour of a 304L austenitic stainless steel in threeenvironments, namely vacuum, air and PWR water, through fatigue lifetimes, cracking mechanisms and crackgrowth characterisations. In addition, the roles of both surface finish (polished or ground) and load signal form(triangular signals with different strain rates or complex signals representative of successive thermal shocks)were investigated.The PWR water environment causes a fatigue life reduction and a crack propagation rate enhancement,regardless of surface finish or load signal shape. The deleterious effect of ground surface finish observed onfatigue life is explained by means of interrupted tests through qualitative and quantitative damage analysis. Theimportance of the crack geometry is revealed by fractographic characterisations and its integration inpropagation laws is used to account for fatigue life reductions induced by ground surface finish. Finally thesignal shape effects on cyclic behaviour, damage kinetics and fatigue life are discussed. The influence of theposition of the low strain rate parts within a complex cycle is analysed taking into account the time of crackexposure to the environment.