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Phase mixture coexisting in alpha implanted UBaCuO compound probed by positron annihilation
No full textIntended to be a starting point to the application of non-destructive techiniques to study radiation effects supercondutors in nuclear application, and a creation of a nuclear data bank for different type of materials
SINGLE AND TWO-PHASE SIMILARITY ANALYSIS OF A REDUCED-SCALE NATURALO CONVECTION LOOP RELATIVE TO FULL-SCALE POTOTYPE
No full textThe main topic in this paper is a new device being considered to improve nuclear reactor safety employing the natural circulation. A scaled experiment used to demonstrate the performance of the device is also described. We also applied a similarity analysis method [1] for single and two-phase natural convection loop flow to the IEN CCN experiment and to an APEC [2] like experiment to verify the degree of similarity relative to a full-scale prototype like the AP600 [3]. Most of the CCN similarity numbers that represent important single and two-phase similarity conditions are comparable to the APEX like loop non-dimensional numbers calculated employing the same methodology. Despite the much smaller geometric, pressure and power scales, we conclude that the IEN CCN has single and two-phase natural circulation similarity numbers that represent fairly well the full-scale prototype. Even lacking most complementary primary and safety systems, this IEN circuit provided a much valid experience to develop human, experimental, and analytic resources, besides its utilization as a training toop
Estudo Experimental do Tempo de Residência de Particulas em Secador "SPRAY
No full textNo presente trabalho é apresentado um estudo do tempo de resistência de partículas em um 'spray dryer' com contato ar/'spray' predominantemente co-corrente e sistema rotativo de atomização de amostra. Propõe-se aplicação de uma técnica nuclear, utilizando como traçador o radioisótopo La140
Análise de confiabilidade do sistema de refrigeração de componentes de Angra I considerando as incertezas na avaliação das árvores de falhas por um modelo Fuzzy
No full textA avaliação probabilística de segurança (APS) vêm sendo largamente utilizada nos estudos de risco em instalações industriais desde a década de setenta. Na indústria nuclear, sobretudo, esta constitui-se numa importante metodologia para análise e licenciamento. A determinação do evento topo de um sistema através de sua árvore de falhas e quantificação dos cortes mínimos é a mais tradicional técnica aplicada. Contudo, a credibilidade de seus resultados está profundamente relacionada a incerteza com relação as probabilidades de seus eventos básicos. Recentemente, alguns pesquisadores vêm desenvolvendo metodologias para estimativa e propagação destas incertezas na análise por árvore de falhas. A operação entre conjuntos fuzzy constitui um arcabouço algébrico que é capaz de tratar adequadamente este problema. Este trabalho, após uma breve apresentação da metodologia empregada, apresenta um estudo de caso envolvendo o sistema de refrigeração de componentes de Angra I considerando taxa e probabilidades realistas. Os resultados finais revelam o grau de incerteza sobre o evento topo e apontam os componentes críticos do sistema
Comportamento do fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos na saída do canal J-9 do Reator Argonauta para a obtenção de imagens radiográficas
No full textNeste trabalho foi verificado o comportamento do fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos em toda área de saída do canal J-9 do reator Argonauta para diversos arranjos de colimação. O objetivo principal foi definir um arranjo otimizado para ser utilizado na obtenção de imagens radiográficas com nêutrons, incluindo tomografias e neutrongrafias. Como a homogeneidade do feixe e a energia dos nêutrons são fatores que influenciam na qualidade das imagens de um objeto radiografado, a área do canal foi dividida em treze seções e, em cada uma foi obtido o fluxo absoluto de nêutrons térmicos e epitérmicos para cada arranjo de colimação. Os valores dos fluxos em cada seção foram determinados pela ativação (n,γ) de folhas de índio colocadas em cada posição. O método de diferença de cádmio foi o utilizado para separar a contribuição dos nêutrons térmicos dos epitérmicos
Projeto e implementação do laboratório de interfaces homem/sistema do Instituto de Engenharia Nuclear
No full textEquipamentos analógicos estão sendo substituídos por digitais (computadorizados) nas novas plantas, por exemplo em ANGRA 3 e nos processos de modernização e aumento da vida útil das plantas como ocorre em ANGRA I. Deste modo, há uma necessidade premente de desenvolver métodos que viabilizem a implementação, avaliação, verificação, validação e otimização de aspectos de ergonomia e fatores humanos no projeto das interfaces homem/sistema associadas às novas salas de controle – totalmente digitais- e às salas de controle híbridas, onde sistemas computadorizados convivem com os antigos sistemas analógicos. O uso de sistemas computadorizados para auxílio ao desempenho de operadores é também uma área que tem evoluído rapidamente. A implementação destes sistemas deve ser baseada na capacidade real dos operadores em utilizá-los e a possibilidade de sua avaliação em simuladores antes da instalação nas plantas precisa ser considerada. Para dar suporte às pesquisas nesta área está sendo implantado na divisão de Instrumentação e Confiabilidade Humana – DICH, do Instituto de engenharia Nuclear – IEN o Laboratório de Interfaces Homem/Sistema – LABIHS, no âmbito de um projeto de cooperação técnica com a Agência Internacional de Energia Atômica – AIEA
Projeto e implementação do laboratório de interfaces homem/sistema do Instituto de Engenharia Nuclear
No full textEquipamentos analógicos estão sendo substituídos por digitais (computadorizados) nas novas plantas, por exemplo em ANGRA 3 e nos processos de modernização e aumento da vida útil das plantas como ocorre em ANGRA I. Deste modo, há uma necessidade premente de desenvolver métodos que viabilizem a implementação, avaliação, verificação, validação e otimização de aspectos de ergonomia e fatores humanos no projeto das interfaces homem/sistema associadas às novas salas de controle – totalmente digitais- e às salas de controle híbridas, onde sistemas computadorizados convivem com os antigos sistemas analógicos. O uso de sistemas computadorizados para auxílio ao desempenho de operadores é também uma área que tem evoluído rapidamente. A implementação destes sistemas deve ser baseada na capacidade real dos operadores em utilizá-los e a possibilidade de sua avaliação em simuladores antes da instalação nas plantas precisa ser considerada. Para dar suporte às pesquisas nesta área está sendo implantado na divisão de Instrumentação e Confiabilidade Humana – DICH, do Instituto de engenharia Nuclear – IEN o Laboratório de Interfaces Homem/Sistema – LABIHS, no âmbito de um projeto de cooperação técnica com a Agência Internacional de Energia Atômica – AIEA
Nuclear transient phase ranking table using fuzzy inference system
No full textThis work presents a contribution to the development of Phenomenon Identification and Ranking, Table using fuzzy set theory for nuclear power plant transient to aggregate the specialist’s opinion, using for such, an Adaptive Neural Fuzzy Inference System (ANFIS). The proposed methodology was used to aggregate the expert opinions in order to become possible the top-ranked phenomena generation during each phase of a transient (small-break loss-of-coolant accident in a two loop pressurized water reactor), in according to both arithmetic averaging of the grades and aggregation of corresponding fuzzy sets. The system defined as ANFIS permit the fast generation of a new Ranking Table that may include new expert opinion without additional calculations
A position sensitive gas detector for tomography with thermal neutrons
No full textA position sensitive gas detector originally designed for X-ray detection has been modified for the detection of termal neutrons aiming its utilization in tomography. 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. The first converter studied was a natural gadolinium foil placed close to the detector window, which produces an internal conversion electron arising from the interaction of the neutron with the gadolinium nucleus. This electron causes the aimed ionization in the standard argon-methane filling gas, as used in conventional X-ray detectors. Another converter studied was high-enriched 3 He, replacing thus both former gadolinium foil and the argon-methane. The 3 He fulfills the main requirements for thermal neutron detection due to its excellent features such as high absorption cross section reaching 5330 barns, low efficiency for gamma-ray conversion and good charge amplification factor. The 3He -3 (n,p)3H nuclear reaction releases 764keV, impinging 573keV to the proton and 191 keV to the tritium particles which are emitted practically into opposite directions, since the neutron otself, due to its very low energy (0.025eV) doesn’t contribute significantly to the momentum balance. Termographic systems with thermal neutrons incorporating the developed detector, present some advantages with regard to the earlier 1st generation equipment, sch as a better resolution and a reduction in the image acquiring time.The prototype of the detector used in this work has been manufactured at the Laboratorio de Detetores/CBPF, while all the experimental work has been carried out at the Instituto de Engenharia Nuclear – IEN/CNEN using its Argonauta reactor and facilities, as well as pieces of equipment provide by Laboratorio de Isntrumentação Nuclear-COPPE/UFRJ
Proposta de um sistema fuzzy adaptativo para análise de circulação natural
No full textEste trabalho consta da análise de circulação natural em um circuito termohidráulico similar a um sistema de refrigeração passiva de um reator nuclear. O circuito termohidráulico em escala reduzida se assemelha a um sistema de remoção de calor passivo de um Reator a água Pressurizada. Utilizando alguns conjuntos de dados provenientes do especialista da área e de medidas experimentais um sistema de regras fuzzy é definido para representar o problema e as incertezas associadas. Os resultados podem ser feitos muito próximos dos resultados teóricos e experimentais constituindo um outro simulador do sistema físico. Novos resultados podem ser obtidos sem a necessidade de modelagem numérica, prevendo novas condições operacionais constituindo um outro simulador do sistema físico. Novos resultados podem ser obtidos sem a necessidade de modelagem numérica, prevendo novas condições operacionais do sistema