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Estudo de uma nova técnica de medida do tempo de percurso da onda ultra-sônica usando o espectro de frequencia
No full textDurante a operação de uma usina nuclear, assim como de outras plantas industriais, o
tempo de operação e a exposição a condições severas podem ocasionar o desgaste de seus
componentes, consequentemente comprometendo a segurança e o desempenho da instalação.
Desta forma, inspeções periódicas tornam-se necessárias para assegurar a segurança e o
desempenho da planta. Assim, a utilização de técnicas ultra-sônicas para inspeção e caracterização de materiais vem se tornando cada vez mais atrativas, pois oferecem resultados rápidos, precisos e são técnicas de fácil implementação. As técnicas ultra-sônicas usuais, necessitam da medida
do tempo de percurso da onda ultra-sônica no material analisado para que se possa extrair
informação para caracterizá-lo. Assim, a medida do tempo de percurso da onda ultra-sônica é o fator principal na maioria das aplicações que se faz do ultra-som. Neste trabalho, foi desenvolvida uma técnica que permite a medida do tempo de percurso da onda ultra-sônica utilizando a Transformada Rápida de Fourier (FFT). Será mostrado matematicamente e experimentalmente, que é possível utilizar o sinal ultra-sônico no domínio da freqüência para determinar o tempo de percurso da onda ultrasônica. Para a comprovação experimental foram realizados 6 experimentos para validação desta nova técnica. Os materiais utilizados foram 20 pastilhas cerâmica com diferentes
porosidades e 3 chapas de alumínio de diferentes espessuras. Os resultados obtidos mostraram que a técnica proposta neste trabalho foi capaz de determinar o tempo de percurso da onda ultra-sônica com mesmo grau de precisão que a técnica convencional de medida de tempo. Além disso, foi mostrado que essa nova técnica é capaz de medir o tempo de percurso da onda ultra-sônica em situações em que a técnica convencional não pode ser aplicada, possibilitando uma abrangência ainda maior dos ensaios e inspeções por ultra-som.During the operation of a nuclear plant and other industrial plants, the operational time
and the exposition to severe working conditions may cause the wear of its components, consequently, compromising the safety and the performance of the installation. The implementation of periodical inspections helps to ensure the safe operation and the best performance of the plant. In this way the use of ultrasonic techniques for inspection and materials
characterization becomes more and more attractive, since they offer quick, precise results and are technically ease to implement. The usual ultrasonic techniques, need to the measure the travelling time of the ultrasonic wave in the material examined in order to extract information useful to characterize it. Thus, the measurement of the travelling time of the ultrasonic wave
is the overriding factor in most of the applications made with ultrasound. In this work a new technique was developed for measuring the travelling time of the
ultrasonic wave using a Fourier’s Fast Transformer (FFT). It will be shown mathematically and experimentally that it is possible to use the ultrasonic signal in the frequency domain to determine the travelling time of the ultrasonic wave. Five experiments were carried out for the experimental validation of this new
technique. The materials used were 20 ceramic pastilles with different porosities and 3 aluminum plates of different thicknesses. The obtained results have shown that the new technique proposed in this work was able to determine the travelling time of the ultrasonic wave with the same precision as the conventional technique. It was shown, furthermore, that this new technique is able to measure the travelling time of the ultrasonic wave in situations where the conventional technique cannot be applied greatly expanding the range of application of ultrasonic testing and inspections
Human-system interface based on speech recognition: application to a virtual nuclear power plant control desk
No full textAlocação dos critérios ergonômicos no desenvolvimento de equipamentos para área médica
No full textEste trabalho tem o objetivo de apresentar os aspectos referentes ao desenvolvimento centrado no usuário de um medidor de atividade, ou calibrador dose. Este equipamento é utilizado para determinação da atividade de um radionuclídeo, nos serviços de medicina nuclear para efeito de diagnósticos ou procedimentos terapêuticos. A metodologia adotada enfatiza padrões ergonômicos contidos em normas e o desenvolvimento de sistemas seguros, funcionais, adaptáveis as necessidades dos usuários. Este trabalho foi desenvolvido com a colaboração das instituições públicas: Comissão Nacional de Energia Nuclear, Universidade Federal do Rio de Janeiro, Hospital Clementino Fraga Filho e Fundação Oswaldo Cruz
Perpendicularidade entre as direções de polarização linear das radiações-γ originarias do processo de aniquilação pósitron-elétron: emaranhamento ou lei de conservação
No full textThe results of the experiments presented in this paper, concludes that the number of coincidences among the Rγ polarized by the EC-method is bigger with the detectors perpendicularly positioned (90 deg) than the parallel (0 deg). It can also observed that the Rγ source used presents, close to the 511 keV, another Rγ source with more problematic shieldingOs resultados dos experimentos apresentados neste artigo concluem que o número de coincidências entre os Rγ polarizados pelo método EC é maior com os detectores posicionados perpendicularmente (90 graus) do que os paralelos (0 graus). Pode-se observar também que a fonte Rγ utilizada apresenta, próxima ao 511 keV, outra fonte Rγ com blindagem mais problemática
2010The Importance of Pre-Treatment of Spent Hydrotreating Catalysts on Metals Recovery
No full textThis work describes a three-step pre-treatment route for processing spent commercial NiMo/Al2O3 catalysts. Extraction of soluble coke with n-hexane and/or leaching of foulant elements with oxalic acid were performed before burning insoluble coke under air. Oxidized catalysts were leached with 9 mol L-1 sulfuric acid. Iron was the only foulant element partially leached by oxalic acid. The amount of insoluble matter in sulfuric acid was drastically reduced when iron and/or soluble coke were previously removed. Losses of active phase metals (Ni, Mo) during leaching with oxalic acid were compensated by the increase of their recovery in the sulfuric acid leachate
Modelagem da dispersão de trítio a partir de liberações acidentais postuladas de centrais nucleares
No full textEste trabalho teve como objetivo avaliar o impacto de liberação acidental de
Trítio, postulada a partir de reator de potência, através de modelagem ambiental
no meio aquático. Para isso foram usados modelos computacionais hidrodinâmico
e de transporte para a simulação da dispersão de trítio causada por um acidente
em uma central nuclear do tipo CANDU 6, no sitio em construção de Angra 3
(PWR) no CNAAA. Este exercício foi realizado com auxílio de um sistema de
códigos acadêmico desenvolvido pelo Coppe/UFRJ, chamado SisBaHiA.
O CANDU é um reator que usa a água pesada (D2O) como moderador e
refrigerante do núcleo. Postulou-se então, um acidente do tipo LOCA (Loss of
coolant accident) no sistema de resfriamento emergencial do núcleo (sem fusão),
durante o qual foi quase instantaneamente perdido 66 m3 de refrigerante. Tal
inventário continha 35 PBq de trítio e foi lançada uma carga sob forma líquida de
9.7 TBq/s próximo a praia de Itaorna, Angra dos Reis – RJ.
Aplicando-se os modelos citados acima em dois cenários (usina parada e
em funcionamento), a diluição da atividade específica da pluma alcançou valores
superiores aos níveis de referência para água do mar (1.1 MBq/m³) previstos nas
especificações técnicas do licenciamento apenas durante os primeiros 14 dias
após o acidente. A diferença entre os dois cenários residiu basicamente na maior
diluição alcançada das maiores concentrações no cenário com recirculação de
água marinha (bombeamento e descarga) justamente nas primeiras duas
semanas, quando as concentrações entre a Praia de Itaorna e a Ilha Sandri
variaram 1×109 e 5×105 Bq/m³. Após 180 dias a pluma não poderia mais ser
detectada na Baía, pois sua atividade era inferior a mínima detectável (< 11
KBq/m³).This study has the aim to assess the impact of accidental release of
tritium postulate from a nuclear power reactor through environmental modeling
of aquatic resources. In order to do that it was used computational models of
hydrodynamics and transport for the simulation of tritium dispersion caused by
an accident in a CANDU reactor located in the ongoing Angra 3 site. This
exercise was accomplished with the aid of a code system (SisBAHIA)
developed in the Rio de Janeiro Federal University (Coppe/UFRJ).
The CANDU reactor is one that uses heavy water (D2O) as moderator
and coolant of the core. It was postulated, then, the LOCA (Loss of coolant
accident) accident in the emergency cooling system of the nucleus (without
fusion), where was lost 66 m3 of soda almost instantaneously. This inventory
contained 35 PBq and was released a load of 9.7 TBq/s in liquid form near the
Itaorna beach, Angra dos Reis – RJ.
The models mentioned above were applied in two scenarios (plant
stopped or operating) and showed a tritium plume with specific activities larger
than the reference level for seawater (1.1 MBq/m³) during the first 14 days after
the accident. The main difference between the scenario without and with
seawater recirculation (pumping and discharge) is based on the enhancement
of dilution of the highest concentrations in the last one. This dilution
enhancement resulting in decreasing concentrations was observed only during
the first two weeks, when they ranged from 1x109 to 5x105 Bq/m³ close to the
Itaorna beach spreading just to Sandri Island. After 180 days, the plume could
not be detected anymore in the bay, because their activities would be lower
than the minimum detectable value (< 11 kBq/m³)
Identificação automática de defeitos em pastilhas usadas como combustível de centrais nucleares
No full textEste trabalho propôs o desenvolvimento de uma técnica automática de avaliação de defeitos para auxiliar na etapa de fabricação dos elementos combustíveis. Elaborou-se um sistema inteligente de análise de imagens para reconhecimento automático de defeitos em pastilhas de urânio. Para este fim, uma Rede Neural Artificial (RNA) foi treinada com histogramas de imagens de pastilhas, contendo exemplos tanto de pastilhas normais (sem falhas), quanto de pastilhas defeituosas (com os principais defeitos normalmente encontrados). As imagens das pastilhas foram segmentadas em 11 partes. Foram feitos histogramas destes segmentos e treinada a RNA. Além da automatização do processo, o sistema mostrou-se capaz de fazer esta classificação obtendo acerto de 98,33%. Embora este percentual já represente um expressivo avanço no controle de qualidade do processo, a utilização de técnicas mais avançadas de fotografia e iluminação poderá reduzi-lo a níveis desprezíveis com baixíssimo custo. Tecnologicamente, o método desenvolvido, caso venha a ser implementado, agregará substancial valor em termos de qualidade do processo e controle de falhas de produção no que toca a fabricação nacional de combustível nuclear.This paper proposed the development of an automatic technique for evaluating defects to help in the stage of fabrications of fuel elements. Was produced an intelligent image analysis for automatic recognition of defects in uranium pellets. Therefore, an Artificial Neural Network (ANN) was trained using segments of histograms of pellets, containing examples of both normal (no fault) and of defectives pellets (with major defects normally found). The images of the pellets were segmented into 11 shares. Histograms were made of these segments and trained the ANN. Besides automating the process, the system was able to obtain this classification accuracy of 98,33%. Although this percentage represents a significant advance ever in the quality control process, the use or more advanced techniques of photography and lighting will reduce it to insignificant levels with low cost. Technologically, the method developed, should it ever be implemented, will add substantial value in terms of process quality control and production outages in relation to domestic manufacturing of nuclear fuel
Flow regime identification and volume fraction prediction in multiphase flows by means of gamma-ray attenuation and artificial neural networks
No full textThis work presents a new methodology for flow regimes identification and volume fraction predictions in wateregaseoil multiphase systems. The approach is based on gamma-ray pulse height distributions (PHDs) pattern recognition by means the artificial neural networks (ANNs). The detection system uses appropriate fan beam geometry, comprised of a dual-energy gamma-ray source and two NaI(Tl) detectors
adequately positioned in order measure transmitted and scattered beams, which makes it less dependent on the regime flow. The PHDs are directly used by the ANNs without any parameterization of the measured signal. The system comprises four ANNs. The first identifies the flow regime and the other three ANNs are specialized in volume fraction predictions for each specific regime. The ideal and static theoretical models for annular, stratified and homogeneous regimes have been developed using MCNP-X mathematical code, which was used to provide training, test and validation data for the ANNs. The energy resolution of NaI(Tl) detectors is also considered on the mathematical model. The proposed ANNs could correctly identify all three different regimes with satisfactory prediction of the volume fraction in wateregaseoil multiphase system, demonstrating to be a promising approach for this purpose.This work presents a new methodology for flow regimes identification and volume fraction predictions in wateregaseoil multiphase systems. The approach is based on gamma-ray pulse height distributions (PHDs) pattern recognition by means the artificial neural networks (ANNs). The detection system uses appropriate fan beam geometry, comprised of a dual-energy gamma-ray source and two NaI(Tl) detectors
adequately positioned in order measure transmitted and scattered beams, which makes it less dependent on the regime flow. The PHDs are directly used by the ANNs without any parameterization of the measured signal. The system comprises four ANNs. The first identifies the flow regime and the other three ANNs are specialized in volume fraction predictions for each specific regime. The ideal and static theoretical models for annular, stratified and homogeneous regimes have been developed using MCNP-X mathematical code, which was used to provide training, test and validation data for the ANNs. The energy resolution of NaI(Tl) detectors is also considered on the mathematical model. The proposed ANNs could correctly identify all three different regimes with satisfactory prediction of the volume fraction in wateregaseoil multiphase system, demonstrating to be a promising approach for this purpose