3 resultados para Enrico Fermi Atomic Power Plant (Mich.)

em Biblioteca de Teses e Dissertações da USP


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Após os acidentes nucleares ocorridos no mundo, critérios e requisitos extremamente rígidos para a operação das instalações nucleares foram determinados pelos órgãos internacionais que regulam essas instalações. A partir da ocorrência destes eventos, as operadoras de plantas nucleares necessitam simular alguns acidentes e transientes, por meio de programas computacionais específicos, para obter a licença de operação de uma planta nuclear. Com base neste cenário, algumas ferramentas computacionais sofisticadas têm sido utilizadas como o Reactor Excursion and Leak Analysis Program (RELAP5), que é o código mais utilizado para a análise de acidentes e transientes termo-hidráulicos em reatores nucleares no Brasil e no mundo. Uma das maiores dificuldades na simulação usando o código RELAP5 é a quantidade de informações geométricas da planta necessárias para a análise de acidentes e transientes termo-hidráulicos. Para a preparação de seus dados de entrada é necessário um grande número de operações matemáticas para calcular a geometria dos componentes. Assim, a fim de realizar estes cálculos e preparar dados de entrada para o RELAP5, um pré-processador matemático amigável foi desenvolvido, neste trabalho. O Visual Basic for Applications (VBA), combinado com o Microsoft Excel, foi utilizado e demonstrou ser um instrumento eficiente para executar uma série de tarefas no desenvolvimento desse pré-processador. A fim de atender as necessidades dos usuários do RELAP5, foi desenvolvido o Programa de Cálculo do RELAP5 PCRELAP5 onde foram codificados todos os componentes que constituem o código, neste caso, todos os cartões de entrada inclusive os opcionais de cada um deles foram programados. Adicionalmente, uma versão em inglês foi criada para PCRELAP5. Também um design amigável do PCRELAP5 foi desenvolvido com a finalidade de minimizar o tempo de preparação dos dados de entrada e diminuir os erros cometidos pelos usuários do código RELAP5. Nesse trabalho, a versão final desse pré-processador foi aplicada com sucesso para o Sistema de Injeção de Emergência (SIE) da usina Angra 2.

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O Programa de Desenvolvimento Sustentável Socioambiental e Cultural da Terra Indígena Apucaraninha foi criado como condicionalidade para que a comunidade pudesse receber parte dos recursos oriundos da compensação pela construção e operação da Usina Hidrelétrica de Apucaraninha, instalada dentro das terras indígenas. Teoricamente criado para ser um programa em que os índios participassem de forma ativa e igualitária na sua construção e implementação, já nasce contraditório frente à hegemonia da ideologia da sociedade envolvente imersa na ideologia do management. É assim que tenho como objetivo compreender como o management, enquanto ideologia que se materializa em discurso, atua sobre o Programa de Sustentabilidade Socioambiental e Cultural na Terra Indígena Apucaraninha, Paraná. Para isso, faço uma pesquisa qualitativa em que os discursos, coletados por meio de entrevistas semiestruturadas e grupo focal, aplicados aos indígenas e aos não-indígenas participantes do programa, foram interpretados sob a perspectiva dos elementos da Análise do Discurso na Linha Francesa. Como apoio, ainda analisei documentos do programa e os emitidos pelo Ministério Público Federal. Os principais resultados mostram que, como eu já desconfiava, o programa exclui a participação dos indígenas de fato, uma vez que eles são considerados pelos \"brancos\", de maneira estereotipada, como irracionais, indolentes e atrasados e, assim, incapazes de escolher o \"melhor caminho\" para a sustentabilidade do programa que, neste momento, passa se orientar por uma visão economicista e materialista, contrário a lógica dos índios Kaingang. Ao discurso do management, sustentado pelo discurso capitalista, que promete a felicidade, se junta o discurso do colonizador, que trabalha desclassificando o modo de vida dos indígenas, os colocando em uma situação de vulnerabilidade que pode, assim, promover o seu extermínio, mesmo que não seja físico

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O escoamento bifásico de gás-líquido é encontrado em muitos circuitos fechados que utilizam circulação natural para fins de resfriamento. O fenômeno da circulação natural é importante nos recentes projetos de centrais nucleares para a remoção de calor. O circuito de circulação natural (Circuito de Circulação Natural - CCN), instalado no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN / CNEN, é um circuito experimento concebido para fornecer dados termo-hidráulicos relacionados com escoamento monofásico ou bifásico em condições de circulação natural. A estimativa de transferência de calor tem sido melhorada com base em modelos que requerem uma previsão precisa de transições de padrão de escoamento. Este trabalho apresenta testes experimentais desenvolvidos no CCN para a visualização dos fenômenos de instabilidade em ciclos de circulação natural básica e classificar os padrões de escoamento bifásico associados aos transientes e instabilidades estáticas de escoamento. As imagens são comparadas e agrupadas utilizando mapas auto-organizáveis de Kohonen (SOM), aplicados em diferentes características da imagem digital. Coeficientes da Transformada Discreta de Cossenos de Quadro Completo (FFDCT) foram utilizados como entrada para a tarefa de classificação, levando a bons resultados. Os protótipos de FFDCT obtidos podem ser associados a cada padrão de escoamento possibilitando uma melhor compreensão da instabilidade observada. Uma metodologia sistemática foi utilizada para verificar a robustez do método.