Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-01-14T13:39:42Z No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2009_02.pdf: 632144 bytes, checksum: 79037c1270650f7937d6ef833cca313c (MD5) / Made available in DSpace on 2014-01-14T13:39:42Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2009_02.pdf: 632144 bytes, checksum: 79037c1270650f7937d6ef833cca313c (MD5) Previous issue date: 2009 / Este trabalho apresenta os resultados de uma análise de estabilidade do fenômeno de circulação natural monofásica unidimensional em um circuito fechado, através de uma simulação computacional com o método de elementos finitos. Para isso utilizaremos as equações de Navier-Stokes em coordenadas cartesianas para os balanços de massa, momento e uma equação de energia. Esta formulação foi implementada em um código computacional, originalmente desenvolvido no Instituto de Engenharia Nuclear(IEN-CNEN) estando o mesmo disponível para futuras análises e projetos de usinas nucleares. / This work presents the results obtained from the analysis of stability of the phenomenon of the natural circulation for one-dimension single-phase flow in a closed loop, by a computer program with the method of finite element. The Navier-Stokes equations in cartesian geometry were used for the balance of mass, momentum and one equation for energy. The formulation has been implemented in a computer code developed at the Nuclear Engineering Institute(IEN-CNEN) and is now available either for futures analysis or design of nuclear systems.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-01-15T12:55:03Z No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2008_05.pdf: 625292 bytes, checksum: af61d21b3c0fe704f4591e7a91ff3189 (MD5) / Made available in DSpace on 2014-01-15T12:55:03Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2008_05.pdf: 625292 bytes, checksum: af61d21b3c0fe704f4591e7a91ff3189 (MD5) Previous issue date: 2008 / O consumo energético mundial tem aumentado muito ao longo dos anos e incentivado pesquisas em novas tecnologias. Paralelamente a este crescimento, a energia nuclear tem se tornado uma alternativa para suprir a demanda energética em escala industrial. Visando o melhor entendimento e facilidade da análise das usinas nucleares, técnicas modernas de simulação computacional de problemas de mecânica de fluidos e de transferência de calor vem ganhando cada vez maior importância. Um grande número de problemas encontrados na engenharia de reatores nucleares pode ser tratado com a hipótese de simetria axial. Por esta razão, neste trabalho foi desenvolvida e testada uma formulação de elementos finitos para solução das equações de Navier-Stokes e de energia em simetria axial. A formulação foi implementada no programa NS_SOLVER_MPI_2D_A, originalmente desenvolvido no Laboratório de Computação Paralela do Instituto de Engenharia Nuclear (LCP/IEN), encontrando-se disponível para estudos de análise de segurança e de projeto de sistemas nucleares. / The world energy consumption has been increasing strongly in recent years. Nuclear energy has been regarded as a suitable option to supply this growing energy demand in industrial scale. In view of the need of improving the understanding and capacity of analysis of nuclear power plants, modern simulation techniques for flow and heat transfer problems are gaining greater importance. A large number of problems found in nuclear reactor engineering can be dealt assuming axial symmetry. Thus, in this work a stabilized finite element formulation for the solution of the Navier-Stokes and energy equations for axyssimmetric problems have been developed and tested. The formulation has been implemented in the NS_SOLVER_MPI_2D_A program developed at the Parallel Computation Laboratory of the Instituto de Engenharia Nuclear (LCP/IEN) and is now available either for safety analysis or design of nuclear systems.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-06-12T12:41:45Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-06-12T12:41:45Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2014 / O estudo do comportamento do núcleo durante a operação de um reator nuclear é sobremodo importante para a análise nuclear. A queima do combustível acarreta inúmeras modificações no combustível do núcleo devido aos fenômenos físicos associados a interação dos nêutrons. A importância do estudo da queima está em se estabelecer o arranjo e rearranjo dos combustíveis, carregamento e descarregamento com o objetivo de se alcançar um funcionamento que seja o mais econômico dentro das restrições de projeto, respeitando as normas de segurança. A proposta deste trabalho consiste em estimar a queima espacial do combustível para dois reatores de pesquisa tipo placa, à dispersão, com diferentes dimensões e combustíveis. São eles: o benchmark Material Test Research - International Atomic Energy Agency (MTR-IAEA), constituído por uma liga de urânio e alumínio, dispersa em alumínio e silício dispersa em alumínio. Para o desenvolvimento desse trabalho foram utilizados os códigos computacionais WIMSD-5B, que realiza cálculo de célula, e um código, baseado na teoria da difusão de nêutrons, escrito em FORTRAN. Os resultados obtidos foram considerados satisfatórios estando em conformidade com o benchmarck escolhido. Os códigos empregados nesse trabalho evidenciam ser válidos para estimar a queima espacial de outros reatores nucleares de pesquisa. Para trabalhos futuros sugere-se simulações com outras bibliotecas do WIMS e outras configurações do núcleo. Também são sugeridas comparações dos resultados do WIMSD-5B com programas frequentemente empregados nos cálculos de queima e também programas comerciais. Outra proposta é estimar a queima do combustível, levando-se em consideração os parâmetros de termohidráulica e o aparecimento do Xenônio. / The study of the core behavior during the operation of a nuclear reactor is exceedingly important for nuclear analysis. The fuel burnup causes numerous changes in nuclear fuel due to physical phenomena associated with the interaction of neutrons. The importance of the burnup study is to establish the arrangement and rearrangement of the fuel loading and unloading with the objective of reaching and operation that is the most economical within the constraints of the project, respecting safety standards the purpose of this study is to estimate the spatial burnup fuel for two research reactors plate type dispersion, with different dimensions and fuel types, namely, MTR IAEA benchmark, consisting of an alloy of uranium and aluminum, and the other, a typical multipurpose reactor (RM) composed of an alloy of uranium and aluminum dispersed silicon. To develop this work were used computational codes WIMSD-5B, which performs cell calculation, and a code based on the of neutron diffusion theory, written in FORTRAN. The results were considered satisfactory and complies with the benchmarck chosen. The codes used in this work proved valid for estimating the spatial burnup of other nuclear research reactors Future studies suggest simulations with other WIMS libraries and other settings core. Comparisons of WIMSD-5B results with programs often employed in burnup calculations and also commercial programs are also suggested. Another proposal is to estimate the fuel burnup considering the thermohydraulics parameters and the Xenon production

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-07-21T13:54:14Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-07-21T13:54:14Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2014 / Esta dissertação apresenta uma contribuição para o estudo do processo de envelhecimento de plantas com Reatores a Água Pressurizada (PWR). A análise é feita através da aplicação do Método de Árvore de Falhas, Método de Monte Carlo e Medidas de Importância. A abordagem do estudo de envelhecimento em usinas nucleares, além de dar atenção aos fatores econômicos envolvidos diretamente com a extensão de sua vida operacional, também fornece dados importantes sobre questões de segurança. O mais recente caso envolvendo o processo de extensão da vida de um PWR pode ser vista na Usina de Angra 1 através do investimento de vinte e sete milhões de dólares ($27 millions) para a instalação de uma nova tampa do reator. A ação corretiva geral uma estimativa de extensão de vida útil de Angra 1 em vinte anos, oferecendo grande economia em comparação com o custo de construção de uma nova planta e o descomissionamento da anterior, caso ela tivesse atingido o tempo limite de funcionamento de quarenta anos. A extensão de vida útil de uma planta de energia nuclear deve ser acompanhada por uma atenção especial aos componentes dos sistemas e seus processos de envelhecimento. Após a aplicação da metodologia (análise de envelhecimento do Sistema de Injeção de Borrifo da Contenção) proposta neste trabalho, é possível ver que o aumento na probabilidade de falha de componentes, devido ao processo de envelhecimento, gera o aumento da indisponibilidade geral do sistema que contém esses componentes básicos. os resultados finais obtidos foram como o esperado e pode contribuir para a política de manutenção, evitando processos de envelhecimento prematuros em sistemas de plantas nucleares / This dissertation presents a contribution to the study of aging process of commercial plants with Pressurized Water Reactors (PWRs). The analysis is made through application of the Fault Trees Method, Monte Carlo Method and Importance Measures. The approach of the study of aging in nuclear power plants, besides giving attention to the economic factors involved directly with the extent of their operational life, also provide significant data on security issues. The latest case involving process of life extension of a PWR could be seen in Angra 1 Nuclear Power Plant through investing of twenty and seven millions of dallars ($27 millions) for the installation of a new reactor lid. The corrective action has generated an estimated operating life extension of Angra 1 in twenty years, offering great economy compared with building cost of a new plant and anterior decommissioning, case it had reached the time operating limit of forty years. The extension of the operating life of a nuclear power plant must be accompanied by a special attention to the components of the systems and their aging process. After the application of the methodology (aging analysis of the Containment Spray Injection System) proposed this work, it can be seen that the increase in the rate of components failure, due the aging process, generates the increase in the general unavailability of the system that containing these basic components. The final results obtained were as expected and may contribute to the maintenance policy, preventing premature aging processes in nuclear plants systems

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2015-01-06T14:40:18Z No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2014 Alexandre Soares.pdf: 4924692 bytes, checksum: 9690f1916310052f66cbc6e41f71c443 (MD5) / Made available in DSpace on 2015-01-06T14:40:18Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2014 Alexandre Soares.pdf: 4924692 bytes, checksum: 9690f1916310052f66cbc6e41f71c443 (MD5) Previous issue date: 2014-11 / O presente trabalho propões um estudo de um acidente com perda de refrigerante de um reator PWR através de um Simulador de Escopo Completo e do código computacional RELAP. Para tal, foi considerado um acidente com perda de refrigerante com área de quebra de 160 cm2 na perna fria do circuito 20 do sistema de refrigeração do reator da planta da Usina Nuclear de Angra 2, com o reator operando em condições estacionária, a 100% de potência. Foi admitido ainda, que ocorreu simultaneamente a perda de Suprimento Externo de Energia Elétrica e que a disponibilidade do Sistema de Refrigeração de Emergência do Núcleo não era plena. Os resultados obtidos apresentam-se bastante relevantes e com possibilidade de serem usados no planejamento de atividades futuras, visto que a construção de Angra 3 se apresenta em andamento e se assemelha a Angra 2. / The present paper porposes a study of a loss of coolant accident of a PWR reactor through a Full Scope Simulator and computational code RELAP. To this end, it considered a loss of coolant accident with 160 cm2 breaking area in cold leg of 20 circuit of the reactor cooling system of nuclear power plant Angra 2, with the reactor operating in stationary condition, to 100% power. It considered that occurred at the same time the loss of External Power Supply and the availability of emergency cooling system was not full. The results obtained are quite relevant and with the possibility of being used in the planning of future activities, given that the construction of Angra 3 is underway and resembles the Angra 2.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2017-04-17T12:57:43Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-04-17T12:57:43Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2016 / Este trabalho visa definir e avaliar os requisitos de posicionamento da sala de controle principal e de emergência no prédio onde está localizado o reator nuclear de pesquisa. O presente estudo levanta e avalia na literatura existente as principais referências com relação as normas de projetos de salas de controles, engenharia de fatores humanos, modelagem 3D de plantas nucleares e relatórios de análise de segurança. A revisão da literatura foi utilizada na definição inicial dos requisitos que impactam no posicionamento entre a sala de controle principal e de emergência. A partir dessa definição inicial, através de um questionário, especialistas auxiliaram na validação dos principais requisitos que devem ser utilizados no posicionamento dessas salas de controle no prédio de um reator nuclear de pesquisa. Como estudo de caso, utilizando os requisitos validados pelos especialistas, foi implementada a modelagem tridimensional, através dos software sketchup, do prédio do reator nuclear, incluindo a sala de controle principal e a sala de controle de emergência. Posteriormente, com o uso do software Pathfinder, simulações de retirada de emergência dos operadores da sala de controle principal até a sala de controle de emergência e até a saída do prédio foram realizadas, com o objetivo de avaliar a importância dos critérios escolhidos na segurança da instalação nuclear. Os resultados obtidos indicam que o método desenvolvido permite a definição de critérios objetivos para o posicionamento relativo entre as salas de controle principal e de emergência em projetos de reatores nucleares. / This work aims to define and evaluate the positioning requirements of the main control room and the emergency control room in the building where is located the nuclear research reactor. This study raises and measures the existing literature the main references regarding standards of control rooms of projects, human factors engineering, 3D modeling of nuclear plants and safety analysis reports. The literature review was used in the initial definition of requirements that impact the positioning between the main control room and emergency control room. From this initial setting, through a questionnaire, assisted experts in the validation of the main requirements to be used in the positioning of these control rooms in the building of a nuclear research reactor. As a case study, using the requirements validated by experts, the 3D modeling was implemented through Sketchup software, the nuclear reactor building, including the main control room and the emergency control room. Later, using the Pathfinder software, emergency evacuational simulations of the main control room operators to the emergency control room and to the exit of the building were carried out in order to evaluate the importance of the criteria chosen in security nuclear facility. The results indicate that the developed method allows the definition of objective criteria for the relative positioning between the main control room and emergency control room in nuclear reactor projects.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2017-09-25T17:33:04Z No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2017 Desirée Yabel de Sena Tavares.pdf: 4108029 bytes, checksum: c51376c26109be7dd2ad7a6fb1740fd6 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-09-25T17:33:04Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2017 Desirée Yabel de Sena Tavares.pdf: 4108029 bytes, checksum: c51376c26109be7dd2ad7a6fb1740fd6 (MD5) Previous issue date: 2017-06 / Este trabalho propõe programar o cálculo de célula considerando a queima de combustível utilizando o código WIMSD-5B. O procedimento de cálculo de célula permite determinar os parâmetros nucleares presentes na equação de difusão de nêutrons multi-grupo e para este fim a teoria do transporte de nêutrons é utilizada em um problema com redução dimensional, mas, em contrapartida é considerado um grande número de grupos de energia associados ao espectro de nêutrons. Há uma variedade de códigos de física do reator que determinam os parâmetros nucleares resolvendo a equação de transporte de nêutrons aplicada em uma célula equivalente representando um elemento combustível. O código WIMSD-5B é um código determinístico e que resolve a equação de transporte utilizando método de probabilidade de colisão. A simulação de queima de combustível no cálculo de célula levou em conta diferentes bibliotecas de dados nucleares. O código WIMSD-5B suporta várias bibliotecas de dados nucleares e no presente trabalho foram utilizadas as seguintes bibliotecas: IAEA, ENDFB-VII.1, JENDL3.2, JEFF3.1 e JEF2.2, todas formatadas para 69 grupos de energia. / This work proposes to implement the cell calculation considering the fuel burning using the WIMSD-5B code. The cell calculation procedure allows determining the nuclear parameters present in the multi-group neutron diffusion equation and for this purpose the neutron transport theory is used in a problem with dimensional reduction, but in contrast is considered a large number of groups associated with the neutron spectrum. There are a variety of reactor physics codes that determine the nuclear parameters by solving the neutron transport equation applied to an equivalent cell representing a fuel element. The WIMSD-5B code is a deterministic code that solves the transport equation using collision probability method. The simulation of fuel burning in the cell calculation took into account different nuclear data libraries. The WIMSD-5B code supports several nuclear data libraries and in the present work the following libraries were used: IAEA, ENDFB-VII.1, JENDL3.2, JEFF3.1 and JEF2.2, all formatted for 69 energy groups.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2017-11-13T12:28:42Z No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2017 Lucas de Castro Miguel.pdf: 3194306 bytes, checksum: 29b2b3f9442193f3412adc4893df0884 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-11-13T12:28:42Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2017 Lucas de Castro Miguel.pdf: 3194306 bytes, checksum: 29b2b3f9442193f3412adc4893df0884 (MD5) Previous issue date: 2017-06 / Nas últimas décadas foram desenvolvidos diversos estudos a respeito da efetividade do uso da realidade virtual como ferramenta de ensino. Também foram desenvolvidas novas e cada vez mais complexas ferramentas de TIC (Tecnologias da Informação e Comunicação). Nesse contexto surgiram as AVA (Ambientes Virtuais de Aprendizagem) que são mídias que utilizam o ciberespaço para veicular conteúdo didático oferecendo aos discentes uma ferramenta de ensino alternativa antagonizando o problema da complexidade do tema da engenharia de reatores. Esse trabalho trata do desenvolvimento e da utilização de um Ambiente Virtual de Aprendizagem para auxílio do ensino do funcionamento do primeiro e segundo ciclo de um reator nuclear de água pressurizada, possibilitando ao discente uma melhor visualização dos componentes, através da realidade virtual interativa, a engenharia básica de uma usina nuclear geradora de potência. Além de dessa plataforma ser usada como ferramenta de ensino, outra funcionalidade apresentada, é a utilização da mesma pelos desenvolvedores de ambientes ou objetos virtuais como repositório online dos mesmos modelados pelos pesquisadores. Então, com esses objetos virtuais alocados em categoria, os discentes poderiam utilizar esse AVA em sala de aula como ferramenta de auxílio no ensino em matérias relacionadas a engenharia de reatores. Desse modo também, é possível que os pesquisadores utilizem a plataforma como uma alternativa prática para exibir seus modelos para outros pesquisadores e assim contribuir com a difusão do conhecimento sobre a energia nuclear dentro e fora de sua comunidade de pesquisa.

Orientador: Liliane Maria Ferrareso Lona / Dissertação (mestrado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Química / Made available in DSpace on 2018-08-24T00:08:56Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Vieira_RonierikPioli_M.pdf: 2090320 bytes, checksum: 2a9ff9a429c08577f877080fe8c48d01 (MD5) Previous issue date: 2013 / Resumo: O processo de polimerização radicalar via transferência de átomo (ATRP) consiste numa das técnicas de polimerização radicalar controlada para a síntese de materiais com estruturas macromoleculares específicas. Através desta técnica, podem-se sintetizar homopolímeros monodispersos (baixos índices de polidispersidade), polímeros com funcionalidades terminais ou numa determinada posição da cadeia, o que permite produzir diversos copolímeros (em bloco, gradiente, aleatório etc), possibilitando agregar aos materiais propriedades requisitadas na indústria automobilística e aeroespacial, cosméticos, tintas e adesivos, além de possibilitar a produção de materiais para a liberação controlada de drogas e outras aplicações biomédicas. Apesar de todo este potencial relacionado à ATRP, a maioria das pesquisas encarrega-se de desenvolver novos materiais em escala laboratorial, deixando de lado a condução do processo em escalas comerciais. Neste contexto, o presente trabalho encarrega-se de desenvolver uma modelagem cinética do processo ATRP, juntamente com uma análise dos resultados da simulação para proporcionar aos leitores uma compreensão geral do processo, além de uma ferramenta matemática para futuros trabalhos de otimização e Scale up. A modelagem matemática foi desenvolvida utilizando balanços materiais, para prever perfis de concentração no reator, e o método dos momentos, para prever as massas molares e polidispersidades dos polímeros formados. Os modelos foram resolvidos numericamente em um programa computacional desenvolvido em linguagem Fortran e validados através de dados de literatura utilizando gráficos de dispersão. Por fim, uma análise paramétrica foi realizada com o intuito de estudar o comportamento do processo sob situações práticas, como por exemplo, alterações na constante de equilíbrio do processo (Keq), influência das razões iniciais de catalisador e iniciador sobre as propriedades finais, influência das terminações e transferências de cadeia, além da influência da temperatura de operação do reator / Abstract: Atom transfer radical polymerization (ATRP) is one of controlled radical polymerization techniques for the synthesis of materials with specific macromolecular structures. Using this technique, one can synthesize monodisperse homopolymer (low polydispersity index), end groups polymers or polymers with functionality in a particular position in the chain, which allows to produce different copolymers (block, gradient, random, etc.), allowing aggregate materials properties required in automotive and aerospace industry, cosmetics, paints and adhesives, and enable the production of materials for the controlled delivery of drugs and other biomedical applications. Despite this potential related to ATRP, most research is responsible for developing new materials on the laboratory scale, leaving aside the conduct of proceedings at commercial scales. In this context, this paper undertakes to develop a kinetic modeling of the ATRP process, together with an analysis of the simulation results to give readers a general understanding of the process, as well as a mathematical tool for future work on optimization and Scale up. A mathematical model was developed using material balances to predict concentration profiles in the reactor, and the method of moments to predict the molecular weight and polydispersities of the polymers formed. The models were solved numerically on a computer program developed in Fortran and validated through literature data using scatter plots. Finally, the parametric analysis was performed in order to study the behavior of chemical species in practical situations, such as changes in the process equilibrium constant (Keq), the influence of the initial ratio of catalyst and initiator on the final properties, influence terminations and chain transfers, beyond the influence of the operating temperature of the reactor / Mestrado / Desenvolvimento de Processos Químicos / Mestre em Engenharia Química

Orientador: Liliane Maria Ferrareso Lona / Dissertação (mestrado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Química / Made available in DSpace on 2018-08-20T21:14:25Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Manzato_FranciniGoncalves_M.pdf: 1285915 bytes, checksum: 839277a475811cdc2ed9b03dc34df2fc (MD5) Previous issue date: 2012 / Resumo: O conceito de polimerização via radical livre controlada (do inglês Living Free Radical Polymerization - LFRP) tem atraído interesse significativo devido às suas vantagens como um processo de radicais livres, cujas condições de reação não são tão rigorosas quanto às da polimerização iônica, usualmente utilizada para a produção de polímeros com baixa polidispersidade, e para a produção de polímeros com arquiteturas moleculares complexas e pré-definidas. No presente trabalho, estes princípios foram aplicados na investigação experimental da polimerização de estireno mediado por nitróxidos (NMRP), em solução de xileno em reator tanque agitado em batelada, com o objetivo de estudar a viabilidade do aumento de escala da produção de polímeros controlados via processo NMRP. A polimerização controlada via processo NMRP é geralmente estudada considerando sistema em massa (bulk). Poucas pesquisas existem na literatura considerando o processo NMRP em solução, uma alternativa para aumentar o controle da temperatura e da agitação do sistema. Neste trabalho, com o objetivo de produzir polímeros com distribuições de massas molares estreitas, com polidispersidades (PDI) próximas da unidade a uma elevada velocidade de conversão, foi utilizada uma combinação de dois tipos de iniciadores: o TBEC (tert-butilperóxido-2-etilhexil carbonato), que possui uma constante de decomposição baixa, e o BPO (peróxido de benzoíla), com constante de decomposição maior. A conversão do polímero foi determinada através de análise gravimétrica, e a caracterização do polímero foi feita através da análise das massas molares médias e das distribuições de massa molar pela técnica de Cromatografia de Permeação em Gel (GPC). Observou-se a possibilidade de produzir polímeros controlados, a uma velocidade de reação razoável, a partir do processo NMRP em solução / Abstract: The concept of Living Free Radical Polymerization (LFRP) has attracted considerable interest due to its advantages like its reaction conditions which are not as strict as in the ionic polymerization, usually, used for the production of polymers with low polydispersity. The LFPR also allows the production of polymers with complex and predefined molecular architectures. In this work, these principles were applied in an experimental investigation of living free radical polymerization mediated by nitroxide (NMPR) in xylene solution using a batch reactor, with the purpose of study the viability of scaling up the production of polymers controlled via NMRP process. Generally, NMRP technique is studied in bulk polymerization systems and a few works have been performed in solution which is an alternative to improve the temperature and stirring control of the system. The main objective of this work was to produce polymer with narrow molecular weight distribution and polydispersity around 1 at high conversion speed through solution polymerization. A combination of two types of initiators was used: tert-butylperoxy 2-ethylhexyl carbonate (TBEC) and benzoyl peroxide (BPO), which have low and high decomposition rates respectively. The polymer conversion was determined by gravimetry, and the polymer average molecular weights and molecular weight distributions were obtained by gel permeation chromatography (GPC). The experimental results show that is possible to produce polymers controlled at a reasonable rate of reaction from the NMRP process in solution / Mestrado / Desenvolvimento de Processos Químicos / Mestra em Engenharia Química