2383 research outputs found
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Metodologia simplificada para cálculos das constantes das células de controles dos núcleos de reatores para a cinética espacial
No full textNeste trabalho é apresentado uma metodologia que focaliza a distribuição de barras absorvedoras de nêutrons em núcleos de reatores de potência, para utilizar em cálculos da cinética espacial, principalmente nos transientes de ejeção de grupos de barras de controles. Um modelo numérico para cálculo das constantes macroscópicas baseado no conhecimento do fluxo sem barras é proposto, como alternativa aos modelos analíticos, baseados na hipótese de corrente-nula nos contornos das super-células. O modelo proposto nesse trabalho mostrou-se adequado para tratar de problemas com forte dependência espacial, uma vez que o modelo mostra consistência na média global embutida no modelo analítico
Análise da carga de trabalho cognitiva de operadores de Angra II em acidentes postulados
No full textEste relatório técnico apresenta uma aplicação da modelagem cognitiva para avaliação da carga cognitiva de operadores de centrais nucleares. A tarefa escolhida para modelagem foi o acidente de perda de refrigerante do tipo pequena fuga da usina nuclear Angra II. Nesta modelagem a equipe da sala de controle de operação do reator é composta de um operador de reator, um operador de turbina e um supervisor de turno. Na simulação também é considerada a identificação correta do tipo de acidente simulado pela equipe de operação do reator durante o período de ações automáticas realizadas pelos sistemas de proteção da usina, ou seja, nos primeiros trinta minutos após o início do acidente. O modelo cognitivo utilizado na modelagem é o ACT-R. O artigo apresenta, sucintamente, a descrição das características básicas deste modelo. Concluímos que, apesar das aproximações feitas nas tarefas cognitivas, o programa ACT-R é um instrumento útil para a análise cognitiva de operadores de centrais nucleares
O trabalho dos operadores de sala de controle de usinas nucleares
No full textEste trabalho descreve a metodologia utilizada e apresenta algumas conclusões sobre a análise do trabalho dos operadores das usinas nucleares. Ele é parte do esforço do IEN junto ao Grupo de Ergonomia e Novas Tecnologias – GENTE do Programa de Engenharia de Produção da COPPE/UFRJ que procura pesquisar as contribuições que a Ergonomia em sua vertente situada e a Teoria da Complexidade podem oferecer a análise da confiabilidade e à segurança das organizações que lidam com tecnologias de risco
Curso de treinamento em operação e manutenção do simulador reator nucelar LABIHS
No full textEste relatório apresenta os resultados da participação dos servidores Mauro Vitor de Oliveira e Mauricio Alves da Cunha e Aghina, Maria de Lourdes Moreira, Rubens Souza dos Santos e João Alberto Gadelha, todos do IEN, no Curso de Treinamento em Operação e Manutenção do Simulador do Reator Nuclear do LABIHS, realizado no KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute), situado na cidade de Daejon, Coréia, no período de 9 de setembro a 11 de outubro de 2002
Abordagem da secagem via processo de saturação adiabática para o ar
No full textNa secagem, o processo de saturação adiabática para o ar é observado durante a eliminação de água de superfície do sólido. Neste caso, o calor sensível perdido pelo ar para o sólido úmido é consumido quase que na totalidade para evaporar água, que adicionada ao ar, recompõe na forma de calor latente a energia perdida, mantendo a entalpia do ar praticamente constante. Na secagem adiabática, durante o período de evaporação da água, é possível obter a taxa de transferência de água do sólido para o ar apenas com base nas condições do ar alimentado no secador e de uma carta psicrométrica (propriedades do ar). Neste trabalho, foram avaliados alguns casos de secagem de materiais porosos, onde foi possível prever o comportamento da umidade do sólido e ainda, obter uma estimativa dos coeficientes de transferência de calor e massa de modelos matemáticos que descrevem a secagem
Desenvolvimento de processos cromatográficos para retenção de amônia em água produzida: 3° relatório
No full textO petróleo produzido em áreas offshore é normalmente acompanhado por água produzida, originária do reservatório. Esta água produzida representa a maior corrente de resíduos que acompanham a produção de petróleo. A dificuldade de remoção de compostos orgânicos e de outras espécies que permanecem dissolvidas na água produzida constitui um sério problema ambiental. O nível de concentração de amônia nesta água é superior ao limite máximo permitido para descarte. A principal dificuldade na remoção de amônia da água produzida é o alto nível de íons sódio e a presença de muitos outros íons interferentes encontrados nesta água. Este relatório apresenta um estudo de remoção de amônia de água produzida utilizando zeólitas e adsorventes comerciais
Sorção seletiva de fluoreto de tântalo em espuma de poliuretano
No full textForam investigados os parâmetros físico-químicos para extração de tântalo em espumas de poliuretano (EPU) do tipo poliéter visando a sua separação seletiva de matrizes contendo cluoreto complexos metálicos e determinação direta de Ta em EPU triturada, por fluorescência de raios-X (comprimento de onda dispersivo). Tântalo foi quantitativamente recuperado de solução de ácido fluorídrico 0,5 mol/L após 40 minutos de agitação mecânica, por processo em batelada, usando 0,1g de EPU. O sistema permite a presença de ácido sulfúrico até 2 mol/L, apresentando coeficiente de distribuição (D) de cerca de 4,0.103 (L/Kg) e capacidade de sorção de 3,0g de Ta/Kg de EPU. Nas condições otimizadas, a curva analítica é linear até 100µg de Ta; diluição da amostra até 0,3 L possibilita a determinação do metal com limites de detecção e quantificação de 3 e 16 ppb, respectivamente. Razões de 1/1000 de metais como nióbio, zircônio, urânio, tungstênio, estanho, titânio, ferro, alumínio e manganês não interferem na determinação de tântalo
Procedimento para produção, abastecimento, manutenção e aquisição de nitrogênio líquido
Get PDF85/2002 Procedimentos para proporcionar aos Servidores envolvidos neste processo, conhecimentos técnicos adicionais a fim de facilitar a Operação do Liquefator de Nitrogênio Líquido para produção, abastecimento, manutenção e também, aquisição deste produto
Calculation memory of equivalent diameters along the natural circulation path of the cafe capsule
No full textIn this report we present the calculation of equivalent diameters and other geometric data employed for the one-dimensional simulation model of the external cooling by natural circulation, of the decay heat generated inside the pressure tube of the CAFÉ capsule. This capsule is designed by the Centro de Desenvolvimento de Tecnologia Nuclear Nuclear (CDTN) for Centro de Tecnologia da Marinha in São Paulo (CTM-SP). It will be irradiated in a reflector channel of the pool reactor located in the Instituto de Pesquisas Energética e Nucleares (IPEN). In 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 th outer surface of the pressure tube and the barrel of a so-called flow diverging tube. Thus, the natural circulation developed has the following path: from the heated riser the flow goes to the in heated riser, the extensor tube (upper plenum) and the hot leg tube that discharges the cooling water into the pool of the reactor. By gravity the pool water enters the cold downcomer located between the extensor tube and the external tube, and flows through the other downcomer located between the flow diverging tube and the external tube. The pool water directly cools the external tube
Análise de aminoácidos através das técnicas do agrupamento e parcelamento de seções de choque para nêutrons
No full textAnalisam-se aminoácidos utilizados em soros para administração parenteral em pacientes de hospitais com importância específica na área de Nutrição e com finalidade verificar os dados fornecidos pelo fabricante. Amostras dos aminoácidos individuais fenilalanina, cisteina, metionina, tirosina e treonina foram medidas com espectrômetro de cristal instalado no canal de irradiação J-9 do reator Argonauta. Foram utilizadas como padrões de calibração para o sistema de medidas, amostras de alta pureza de ouro, grafite e água pesada. Os valores calculados de seções de choque para efeito de comparações foram obtidos por análise de estrutura molecular, conformação e composição química dos materiais, e os dados da literatura foram manipulados utilizando as técnicas de agrupamento e parcelamento de seções de choque para nêutrons