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Simulação do acidente por perda de refrigerante através de uma ruptura de 20 cm² de área no fundo do vaso do reator da usina Angra 2 com o código RELAP5/mod3
No full textApresenta os resultados da simulação de um acidente de perda de fluido refrigerante através de pequena ruptura de área de 20 cm² (APRPR) no fundo do vaso reator. Este é um dos acidentes apresentados no Relatório Final de Análise de Segurança (RFAS) da usina Angra 2 para a verificação da atuação do Sistema de Resfriamento de Emergência do Núcleo (SREN). Também visa demonstrar a existência de transição confiável e segura da fase de injeção de segurança de alta pressão e de injeção do acumulador para a a fase de injeção de remoção de calor residual (injeção de baixa pressão). De forma conservativa, são adotadas condições de falha e/ou reparo nos componentes do SREN. A simulação é realizada empregando o código avançado termo hidráulico RELAP5/mod3.2.2gamma com uma modelagem desenvolvida por técnicos que participam da cooperação técnica que envolve a Sede e Institutos de Pesquisa (IEN, CDTN e IPEN) da CNEN. A modelagem empregada está qualificada em nível estacionário e as simulações de transientes tem como principal objetivo a qualificação da mesma em nível transiente. Essa modelagem, após concluída, será utilizada pela equipe de licenciamento da CNEN como ferramenta suporte para as análises independentes de acidentes em Angra 2
Fuzzy unified modeling language approach
No full textEste relatório contém a descrição de uma proposta preliminar de modelagem de dados, utilizando uma solução híbrida reunindo a lógica difusa e a linguagem de modelagem unificada. Em recentes estudos de modelagem de dados orientados à objetos, modelos de objetos difusos (fuzzy) baseado em grafos e usando outras representações eram normalmente utilizados para tratamento de dados consagrada e reconhecida internacionalmente. Hoje, a UML, Unified Modeling Language, é a linguagem de modelagem padrão utilizada para representação gráfica. Unindo este tipo de representação e a teoria de lógica difusa foi definido e proposto neste trabalho uma modelagem, fuzzy UML, que represente graficamente o problema analisado. Para efeito de ilustração, um caso exemplo foi apresentado
Diagnóstico de eventos em sistemas complexos e automatizados: o ponto de vista do operador
No full textEste trabalho descreve alguns resultados da análise de trabalho dos operadores de uma usina nuclear. Os resultados apresentados aqui são relacionados à propagação de eventos através das várias barreiras técnicas e sócio-técnicas dos sistemas de segurança e ambiente de trabalho. Conforma a análise de trabalho, observamos que os operadores têm dificuldades nos diagnósticos de eventos, devido à opacidade de sistema de automação, que está diretamente relacionada à filosofia do projeto da usina. Esta dificuldade produz uma elevada carga de trabalho cognitivos, restringindo a atuação dos operadores
Diagnóstico de eventos em sistemas complexos e automatizados: o ponto de vista do operador
No full textEste trabalho descreve alguns resultados da análise de trabalho dos operadores de uma usina nuclear. Os resultados apresentados aqui são relacionados à propagação de eventos através das várias barreiras técnicas e sócio-técnicas dos sistemas de segurança e ambiente de trabalho. Conforma a análise de trabalho, observamos que os operadores têm dificuldades nos diagnósticos de eventos, devido à opacidade de sistema de automação, que está diretamente relacionada à filosofia do projeto da usina. Esta dificuldade produz uma elevada carga de trabalho cognitivos, restringindo a atuação dos operadores
Estudo experimental do tempo de residência de partículas em secador "spray"
No full textNo presente trabalho é apresentado um estudo do tempo de residência de partículas em um “spray dryer” com contato ar/spray predominantemente co-corrente e sistema rotativo de atomização de amostra. Propõe-se a aplicação de uma técnica nuclear, utilizando como traçador o radioisótopo La140. A metodologia baseia-se na injeção do traçador na corrente de alimentação e o monitoramento da sua concentração na saída do equipamento. As experiências são realizadas durante a secagem de suspensões de óxido de gadolínio. As funções de distribuição de tempos de residência obtidas experimentalmente apresentaram comportamento esperado e boa reprodutibilidade, indicando que a técnica aplicada é perfeitamente adequada a esse tipo de equipamento
Computed Tomography with Thermal Neutron an Gaseous Position Sensitive Detector
No full textA Position Sensitive Detector- PSD, formerly designed to operate with X-rays, has been modified to equip a 3rd generation tomographic system working with a parallel thermal neutron beam. This work describes the modifications done for this purpose, including the incorporation of neutron-to-charged particle converter materials, as well as the measurements carried out to evaluate the detector performance for each of them. Two converters have been studied: a natural gadolinium foil and 3HE-enriched helium. Besides pure helium its mixture with argon-methane and with propane, have been also tested, in order to evaluate the detector efficiency and resolution. After each gas change, the overal performance of the tomographic system using the modified detector, has been analyzed through measurements of the related parameters. This was done by analyzing the images produced by test-objects containing several materials having well known attenuation coefficients for thermal neutrons. Tomographic systems with thermal neutrons incorporating the developed detector, present some advantages with regard to the earlier 1st generation equipment, such as a better resolution and a reduction in the image acquiring time
Simulação do acidente por perda de refrigerante através de uma ruptura de 20 cm2 de área no fundo do vaod do reator da Usina Angra 2 com o código RELAP5/mod3
No full textEste trabalho apresenta os resultados da simulação de um acidente de perda de fluido refrigerante através de pequena ruptura de área de 20 cm2 (APRPR) no fundo do vaso de reator. Este é um dos acidentes apresentados no Relatório Final de Análise de Segurança (RFAS) da usina Angra 2 para a verificação da atuação do sistema de Resfriamento de Emergência do Núcleo (SREN). Também visa demonstrar a existência da transição confiável e segura da fase de injeção de segurança de alta pressão e de injeção do acumulador para a fase de injeção de remoção de calor residual (injeção de baixa pressão). De forma conservativa, são adotadas condições de falhas e/ou reparo nos componentes do SREN. A simulação é realizadas empregando o código avançado termoidráulico RELAP5/mod3.2.2 gamma com uma modelagem desenvolvida por técnicos que participam da cooperação técnica que envolve a Sede e Institutos Pesquisa (IEN, CDTN e IPEN) da CNEN. A modelagem empregada está qualificada em nível estacionário e as simulações de transientes têm como principal objetivo a qualificação da mesma em nível transiente. Essa modelagem, após concluída, será utilizada pela equipe de licenciamento da CNEN como ferramenta suporte para as análises independentes de acidentes em Angra 2
Sistema de monitoramento do nível das interfaces líquido-líquido nas cubas de separação de terras raras
Get PDFNeste Relatório Técnico é apresentado o projeto de um sistema para monitoramento do nível da interface entre as fases aquosa e orgânica em cada uma das cubas de um sistema de misturadores-decantadores para separação de terras raras por extração por solvente
Decay heat removal from the cafe capsule by natural circulation
No full textIn a postulates accident in the reactor on in the capsule, the capsule would be taken out of its irradiation channel being, transferred to the reactor open pool for cooling. In this situation, the forced flow cases to be fed into its heated riser, which in the channel between the outer surface of the pressure tube and the barrel of a so-called flow diverging tube. In this report we present the simulation results of the external cooling of the decay heat generated inside the pressure tube of the CAFÉ capsule by natural circulation. The flow continues to the unheated riser, to the extensor tube (upper plenum) the outlet nozzle head, and to the hot leg outlet tube, where it discharged into the pool of the reactor. By gravity the pool water enters into a downcomer region located between the flow extensor tube and the external tube, which conducts it to the lower plenum where it reverses direction entering again into the riser channel. The pool water directly cools the external tube. The simulation model software of this natural circulation path was developed at IEN. It’s a direct consequence of the R&D conducted in IEN in Natural Circulation and Passive Heat Removal systems for advanced PWRs. The developed software employs a finite-element method with adaptive re-meshing and appropriated time-step scales. For a good representation of the physics of the two-phase flow, it employs a two-phase thermal equilibrium homogeneous model in which the vapor velocity is explicitly calculated using the Drift-Flux model. The original software, capable to model single and two-phase flows, was valeted by means of some PWR similar experiments conducted in the IEN Natural Convection Circuit (CCN)
Estudo dos procedimentos de proteção radiológica e gerenciamento de rejeitos radioativos em laboratórios de radiofarmácia
No full textO 123I, utilizado no radiodiagnóstico de câncer de tireóide, já está sendo utilizado em diversas clínicas de medicina nuclear, em lugar do 131I. Este último, por apresentar tempo de meia vida quinze vezes maior que o primeiro, acarreta maiores doses ao paciente e exames mais demorados. Outra questão é o gerenciamento dos resíduos gerados pelos laboratórios de radiofarmácia, o qual requer maior espaço físico, no caso do 131I. No presente trabalho, seis laboratórios de radiofarmácia do Estado do Rio de Janeiro foram visitados. Todos utilizam o 123I produzido pelo Instituto de Engenharia Nuclear (IEN). Nestas visitas, avaliou-se os procedimentos de radioproteção e gerenciamento de resíduos daqueles laboratórios, bem como a infra-estrutura disponível nos mesmos