Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

Palavras-Chave: cooling towers; iear-1 reactor; heat exchangers; measuring instruments; anemometers; velocity

TORRES, WALMIR M. Adequação das unidades da Torre de Resfriamento A do IEA-R1 para aumento da capacidade de troca de calor. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Abril, 2023. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-146-00-INFT-001-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/34027. Acesso em: $DATA.

Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.

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Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos (Reator Multipropósito Brasileiro)

Abstract: 1. O escopo deste documento corresponde a uma verificação do comportamento do Elemento Combustível (E.C.) do Reator Multipropósito Brasileiro (R.M.B.) quando sujeito a todos os carregamentos superpostos provenientes da condição normal de operação deste reator, como descrito na análise B5 da referência [1], com uma condição de restrição específica, que se caracteriza na consideração de um suporte fixo localizado no contato E.C./G.N. Esta análise é denominada como Análise B5 Modificada, por ser similar em todos os parâmetros, com exceção das condições de restrição. 2. De maneira geral, os objetivos desta verificação são os seguintes: a) Fazer uma comparação entre duas condições de restrição distintas (entre a análise B5 da referência [1] e a análise B5 Modificada que será apresentada neste documento). Esta comparação tem por objetivo verificar se a inserção de um suporte fixo no modelo de análise do E.C., na análise B5 Modificada, altera significativamente os valores resultantes das tensões e deslocamentos, em comparação com os valores resultantes documentados na análise B5 da referência [1]. b) Caso seja observado que as alterações nos valores máximos de tensão e deslocamento são pequenas na análise B5 Modificada, em comparação com a análise B5 da referência [1], pode-se afirmar que a análise B5 Modificada serve de base para futuras análises complementares que, em conjunto, dão origem a uma análise precisa e completa de um terremoto SSE no software Ansys®. Deve ser salientado que só é possível prosseguir com as análises complementares, no software Ansys®, caso exista a condição de restrição de suporte fixo nesta análise estrutural estática. c) De maneira resumida, neste relatório será respondido o seguinte questionamento: ➢ Em comparação com a análise B5, da referência [1], existem diferenças significativas, em termos dos valores resultantes das tensões e deslocamentos máximos, no comportamento do E.C. ao considerar a condição de restrição de suporte fixo no contato E.C./G.N.? 3. A presente análise é do tipo estática estrutural. Para o seu desenvolvimento, é empregado o sistema de análise Static Structural®, do software Ansys®. As características básicas desta análise são: a) Se trata de uma análise estática linear, ou seja, um tipo de análise que considera a rigidez da estrutura como constante. b) Os carregamentos atuantes na estrutura são os provenientes da condição normal de operação do R.M.B., descritos na análise B5 da referência [1]. c) A condição de restrição aplicada no modelo de elementos finitos do E.C. é um suporte fixo no contato do E.C. com a Grelha do Núcleo (contato E.C./G.N.). Como mencionado anteriormente, esta é a única diferença entre a presente análise e a descrita na referência [1]. 4. Assim como consta na referência [1], o procedimento de verificação da Análise B5 Modificada conta com as seguintes etapas: a) Para avaliar a integridade mecânica do E.C. do R.M.B. são verificados os requisitos funcionais presentes na norma ANSI/ANS 57.5-1996 [2]. b) A verificação destes requisitos funcionais é feita através da observação dos valores resultantes máximos das tensões e deslocamentos obtidos por meio da análise descrita no presente relatório. c) Os requisitos de tensão são verificados de acordo com a norma ASME III, divisão 1, subseção NB [3]. Os valores resultantes das tensões são obtidos em termos de S.I., ou Stress Intensity (critério de Tresca). Estes valores resultantes são comparados com o limite admissível Sm, o mais conservador presente na norma citada. d) Os requisitos de deslocamento são verificados de acordo com a distância entre E.C. vizinhos (0,001 m) e entre placas combustíveis vizinhas (0,00245 m). 5. No presente documento são utilizadas as unidades, múltiplos e submúltiplos do Sistema Internacional de Unidades (SI), sem exceções. 6. No presente documento é adotado um sistema cartesiano de coordenadas, no qual os eixos horizontais são denominados como X e Z, e o eixo vertical é denominado como Y.

Palavras-Chave: reactors; fuel elements; fuel plates; finite element method; stress intensity factors

SANTOS, MARCELO M. dos; MATTAR NETO, MIGUEL. Análise B5 X B5 Modificada. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Março, 2021. (IPEN-CEN-PSE-RMB-006-00-RELT-010-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31985. Acesso em: $DATA.

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Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

Abstract: Esse relatório apresenta uma avaliação da temperatura ambiente em torno da CNAAA tomando como referência os valores horários da temperatura no nível de 10 m da Torre A para o período de janeiro de 1982 a dezembro de 2020. Os dados de temperatura coletados no decorrer do ano de 2021 não estão sendo considerados nesse relatório em virtude da alteração dos sistemas de monitoração meteorológica, anteriormente utilizando sensores da empresa MET ONE e atualmente utilizando sensores da empresa CAMPBELL, e não terem sido realizados testes comparativos entre os 2 sensores de temperatura para poder montar uma base de dados anual de temperatura para o ano de 2021.

Palavras-Chave: ambient temperature; nuclear facilities; reactors; data analysis; information

MOLNARY, LESLIE de. Análise da temperatura ambiente no nível 10m da Torre A da CNAAA – período janeiro/1982 a dezembro/2020. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Novembro, 2022. (IPEN-CEN-PSE-ETN-223-00-RELT-017-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/33409. Acesso em: $DATA.

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Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

Abstract: Este relatório apresenta a análise de criticalidade do cofre de salvaguardas (sala 21 do prédio 96) do Centro de Combustível Nuclear (CCN) para armazenamento das placas combustíveis e/ou elementos combustíveis do núcleo de placas do Reator IPEN/MB-01. A análise foi feita com o sistema SCALE4.4a.

Palavras-Chave: criticality; fuel cycle centers; fuel elements; storage facilities; fuel plates; iear-1 reactor; safeguards; safeguard regulations

YAMAGUCHI, MITSUO. Análise de Criticalidade do Cofre de Salvaguardas (Sala 21) do Prédio 96 do Centro de Combustível Nuclear (CCN). São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Janeiro, 2018. (IPEN-CEN-PSE-CCN-007-00-RELT-001-01). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28872. Acesso em: $DATA.

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Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos (Análise de Criticalidade do Cofre de Salvaguardas – CECON)

Abstract: Este relatório apresenta a análise de criticalidade do cofre de salvaguardas (sala 22 do prédio 96) do Centro de Combustível Nuclear (CECON). A análise foi feita com o sistema SCALE4.4a.

Palavras-Chave: criticality; nuclear fuels; safeguards; fuel elements

YAMAGUCHI, MITSUO. Análise de criticalidade do Cofre de Salvaguardas (Sala 22) do Prédio 96 do Centro do Combustível Nuclear. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Abril, 2023. (IPEN-CEN-PSE-CCN-007-00-RELT-002-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/34024. Acesso em: $DATA.

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Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

Palavras-Chave: criticality; nuclear data collections; monte carlo method; fuel elements; industrial plants

YAMAGUCHI, MITSUO. Análise de criticalidade do cofre de salvaguardas do Centro de Combustível Nuclear (CCN). São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Abril, 2016. (IPEN-CEN-PSE-CCN-006-00-RELT-001-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26859. Acesso em: $DATA.

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Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

Abstract: Este relatório apresenta a análise de criticalidade dos elementos combustíveis que serão transportados do Centro de Combustível Nuclear (CCN) para o prédio do Reator IPEN/MB-01. A análise foi feita com o sistema SCALE4.4a.

Palavras-Chave: criticality; transport; fuel elements; ipen-mb-1 reactor; computer calculations; fuel plates; fabrication; multiplication factors

YAMAGUCHI, MITSUO. Análise de criticalidade do transporte de elementos combustíveis do núcleo do reator IPEN/MB-01 tipo placa. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, Setembro, 2018. (IPEN-CEN-PSE-CCN-008-00-RELT-001-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29245. Acesso em: $DATA.

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Título do projeto: Substituição da Bomba B1-B do Circuito Primário do Reator IEA-R1

Abstract: O objetivo deste relatório técnico é documentar a análise de tensões dos bocais de sucção e descarga da “Nova Bomba B1-B” do Circuito Primário do reator IEA-R1, que substituí a bomba antiga, de acordo com o contrato nº 049/2019 com a empresa “Acqua Vitae Tecnologia em Bombeamentos”. A análise de tensões dos bocais de sucção e descarga da “Nova Bomba B1-B” foi realizada com o desenvolvimento de um modelo de cálculo numérico aplicando-se o método dos elementos finitos com o programa de computador para análise estrutural ANSYS. Foram aplicados os seguintes carregamentos para a simulação do modelo de cálculo da “Nova Bomba B1-B”: ✔ Condição de Projeto: * Pressão de projeto * Peso próprio * Cargas mecânicas da tubulação * Carga mecânica de desacoplamento do modelo de cálculo ✔ Condição de Operação: * Pressão de operação * Peso próprio * Temperatura de operação * Cargas mecânicas da tubulação * Carga mecânica de desacoplamento do modelo de cálculo. A análise de tensões foi realizada comparando-se as tensões equivalentes calculadas, linearizadas e categorizadas para a “Condição de projeto” e “Condição de Operação”, com os limites do código ASME VIII, Division 2, para se evitar o Colapso Plástico, e, utilizandose a tensão admissível do código ASME VIII, Division 1. A tabela abaixo mostra as tensões equivalentes (N/mm2) resultantes após a simulação do modelo de cálculo. Na tabela acima observa-se que as tensões calculadas nos bocais da “Nova Bomba B1-B”, na “Condição de Projeto” e “Condição de Operação” do Circuito Primário do Reator Nuclear de Pesquisa IEA-R1, atendem os limites prescritos pelo código ASME, Section VIII, Division 1 & 2. Portanto, está comprovada a integridade estrutural dos bocais de sucção e descarga da “Nova Bomba B1-B” do Circuito Primário do Reator Nuclear de Pesquisa IEA-R1.

Palavras-Chave: hydraulic control devices; pumping; computer codes; primary coolant circuits; research reactors; cooling ponds; reactor cooling systems; standardization

FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A. Análise de tensões dos bocais da Nova Bomba B1-B do Circuito Primário do reator IEA-R1. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Novembro, 2020. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-139-00-RELT-001-00). Restrito. Disponível em: http://200.136.52.105/handle/123456789/31710. Acesso em: $DATA.

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Palavras-Chave: iear-1 reactor; pipes; stress analysis; primary coolant circuits

FAINER, GERSON; FALOPPA, ALTAIR A. Análise de tensões dos suportes da tubulação do circuito primário do IEA-R1 na condição "as Built". São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEN, agosto, 2015. (IPEN-CEN-PSE-IEAR1-131-00 - RELT-004-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25551. Acesso em: $DATA.

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Título do projeto: Prestação de Serviços Tecnológicos

Abstract: Este trabalho apresenta uma análise SWOT sobre os Reatores Modulares Pequenos (Small Modular Reactor- SMR), a fim de avaliar a viabilidade de implantação desses reatores nucleares no Brasil. A análie PESTLA foi utilizada como coadjuvante da análise SWOT servindo para auxiliar na categorização dos fatores considerados de maior relevância no sentido de possibilitar um melhor entendimento das condições de contorno relativas à implantação dos SMRs no Brasil. A análise PESTLA, envolve um estudo dos aspectos Tecnológico, Ambiental, Político, Social (Recursos Humanos/Infraestrutura), Econômico e Legal. As análises SWOT e PESTLA consideraram diversos aspectos no âmbito da instituição governamental responsável pela orientação e planejamento do programa nuclear brasileiro, a CNEN, que através de suas unidades desenvolve atividades de pesquisa e formação especializada na área nuclear. A metodologia adotada neste estudo selecionou os pontos positivos e negativos tanto da instituição quanto dos SMRs. Os reaotres modulares descritos neste trabalho são do tipo Pressurized Water Reactor (PWR) e que se encontram em estágio avançado de desenvolvimento, são eles: CAREM, KLT-40S, SMART e NuScale. O estudo realizado neste documento possibilitará a tomada de decisão sobre a utilização de SMRs no Brasil.

Palavras-Chave: small modular reactors; modular structures; feasibility studies; nuclear energy

LIMA, ANA C. de S.; CABRAL, EDUARDO L.L.; SABUNDJIAN, GAIANE; TERREMOTO, LUIS A.A.; ROCHA, MARCELO da S. Análise de viabilidade do emprego de Reatores Modulares Pequenos (Small Modular Reactors – SMR) no Brasil. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Janeiro, 2022. (IPEN-CEN-PSE-DPD-011-00-INFT-001-00). Restrito. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/32930. Acesso em: $DATA.

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