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Navegação por Revista "Annals of Nuclear Energy"
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KURAMOTO, RENATO Y.R.; SANTOS, ADIMIR dos
; JEREZ, ROGERIO
; DINIZ, RICARDO
.
Absolute measurements 'Beta'sub(eff) based on Feynman-'alfa' experiments and the two-region model in the IPEN/MB-01 research reactor.
Annals of Nuclear Energy,
v. 34,
n. 6,
p. p. 433-442,
2007.
Palavras-Chave:
accuracy;
californium 252;
delayed neutron fraction;
frequency analysis;
ipen-mb-1 reactor;
measuring methods;
prompt neutrons;
uranium 235;
yields
KURAMOTO, RENATO Y.R.; SANTOS, ADIMIR dos; JEREZ, ROGERIO; DINIZ, RICARDO.
Absolute measurements 'Beta'sub(eff) based on Feynman-'alfa' experiments and the two-region model in the IPEN/MB-01 research reactor.
Annals of Nuclear Energy,
v. 34,
n. 6,
p. p. 433-442,
2007.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/5255. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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GERALDO, L.P.
; SMITH, D.L.; MEADOWS, J.W..
Activation cross section measurements near threshold for the sup (24)Mg(n,p)sup(24)Na and sup27Al (n, alpha)sup(24)Na reactions.
Annals of Nuclear Energy,
v. 16,
n. 6,
p. 293-299,
1989.
Palavras-Chave:
aluminium 27;
magnesium 24;
sodium 24;
cross sections
GERALDO, L.P.; SMITH, D.L.; MEADOWS, J.W.
Activation cross section measurements near threshold for the sup (24)Mg(n,p)sup(24)Na and sup27Al (n, alpha)sup(24)Na reactions.
Annals of Nuclear Energy,
v. 16,
n. 6,
p. 293-299,
1989.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/6940. Acesso em: $DATA.
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MARTINEZ GARCIA, R.D.
.
An analysis of the source-function integration technique for postprocessing Psub(N) angular fluxes.
Annals of Nuclear Energy,
v. 27,
n. 13,
p. 1217-1226,
2000.
Palavras-Chave:
radiation transport;
spherical harmonics method;
boundary conditions;
legendre polynomials;
equations
MARTINEZ GARCIA, R.D.
An analysis of the source-function integration technique for postprocessing Psub(N) angular fluxes.
Annals of Nuclear Energy,
v. 27,
n. 13,
p. 1217-1226,
2000.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/6227. Acesso em: $DATA.
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ALVES, L.F.M.
; ANDRADE, D.A.
; SANTOS, A. dos
.
An experimental validation of Feynman-Alpha Method’s Bunching Technique in the IPEN/MB-01 Nuclear Reator.
Annals of Nuclear Energy,
v. 104,
p. 243-246,
2017.
DOI:
10.1016/j.anucene.2016.12.021
Abstract:
In this paper we perform an experimental verification of the Bunching Technique proposed by Misawa
et al. (1962) to deal with limited time in reactor experiments. This method, widely used in nuclear experiments
when the Feynman-Alpha Method is present, permits a significant economy on the measuring
time, but lacks broader experimental validation. This issue is addressed in this work. As this work is
aimed to those who are already familiar with the Feynman-Alpha Method and its Bunching Technique,
only a brief explanation of this method is provided, as the paper focuses on the comparison of experimental
and theoretical results. It is also important to stress that the data used was acquired in the IPEN/MB-
01 reactor.
Palavras-Chave:
calculation methods;
comparative evaluations;
verification;
zero power reactors;
ipen-mb-1 reactor;
feynman method
ALVES, L.F.M.; ANDRADE, D.A.; SANTOS, A. dos.
An experimental validation of Feynman-Alpha Method’s Bunching Technique in the IPEN/MB-01 Nuclear Reator.
Annals of Nuclear Energy,
v. 104,
p. 243-246,
2017.
DOI:
10.1016/j.anucene.2016.12.021.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/27439. Acesso em: $DATA.
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BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; SABUNDJIAN, GAIANE
; RIBEIRO, GUILHERME B.; CALDEIRA, ALEXANDRE D..
Assessment of RELAP5 matrix solvers for a two-phase natural circulation loop.
Annals of Nuclear Energy,
v. 105,
p. 249-258,
2017.
DOI:
10.1016/j.anucene.2017.03.023
Abstract:
The heat transfer mechanism of natural convection has been extensively studied as a passive heat
removal system of new nuclear power plants. Considering this aspect, the main objective of this study
is to present an assessment of RELAP5 linear-equation solver under a transient two-fluid model for a
two-phase natural circulation loop (NCL). For this assessment, three different approaches of linearequation
solvers for the hydrodynamic model are presented: the sparse matrix solver based on the
Lower-Upper (LU) decomposition, the Border-Profile Lower Upper (BPLU) solver and the iterative method
named Generalized Minimal Residual Method (GMRES). For comparison purposes, an experimental natural
circulation loop made of glass tubes and using water as working fluid is analyzed. The onset of nucleate
boiling observed during the experiment was predicted by all RELAP5 solvers as well as the
representation of flow oscillations along the loop. Furthermore, it was noticed that the choice of the solver
algorithm has a strong influence on the prediction of the two-phase natural circulation phenomena,
since different wavelengths and amplitudes of flow instabilities were obtained for each approach.
Palavras-Chave:
algorithms;
comparative evaluations;
computer codes;
coolants;
hydrodynamics;
iterative methods;
matrices;
natural convection;
nuclear power;
nuclear power plants;
nucleate boiling;
nucleate boiling;
working fluids
BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; SABUNDJIAN, GAIANE; RIBEIRO, GUILHERME B.; CALDEIRA, ALEXANDRE D.
Assessment of RELAP5 matrix solvers for a two-phase natural circulation loop.
Annals of Nuclear Energy,
v. 105,
p. 249-258,
2017.
DOI:
10.1016/j.anucene.2017.03.023.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/27827. Acesso em: $DATA.
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DIAS, A.F.; MARTINEZ GARCIA, R.D.
.
Coupled scalar and vector Psub(N) methods for solving multigroup transport problems in multislab geometry.
Annals of Nuclear Energy,
v. 27,
n. 17,
p. 1607-1626,
2000.
Palavras-Chave:
multigroup theory;
neutron transport theory;
spherical harmonics method;
scalars;
vectors;
slowing-down;
albedo;
comparative evaluations;
computer calculations;
numerical solution
DIAS, A.F.; MARTINEZ GARCIA, R.D.
Coupled scalar and vector Psub(N) methods for solving multigroup transport problems in multislab geometry.
Annals of Nuclear Energy,
v. 27,
n. 17,
p. 1607-1626,
2000.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/6228. Acesso em: $DATA.
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PERROTTA, J.A.
; TERREMOTO, L.A.A.
; ZEITUNI, C.A.
.
Experience on wet storage spent fuel sipping at IEA-R1 brazilian research reactor.
Annals of Nuclear Energy,
v. 25,
n. 4/5,
p. 237-258,
1998.
Palavras-Chave:
iear-1 reactor;
wet storage;
spent fuel storage;
pitting corrosion;
cesium 137;
leak testing;
gamma spectroscopy;
cesium isotopes;
uranium isotopes;
europium isotopes
PERROTTA, J.A.; TERREMOTO, L.A.A.; ZEITUNI, C.A.
Experience on wet storage spent fuel sipping at IEA-R1 brazilian research reactor.
Annals of Nuclear Energy,
v. 25,
n. 4/5,
p. 237-258,
1998.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/6396. Acesso em: $DATA.
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PRADO, E.S.P.
; MIRANDA, F.S.; ARAUJO, L.G.
; PETRACONI, G.; BALDAN, M.R.; ESSIPTCHOUK, A.; POTIENS JUNIOR, A.J.
.
Experimental study on treatment of simulated radioactive waste by thermal plasma: temporal evaluation of stable Co and Cs.
Annals of Nuclear Energy,
v. 160,
p. 1-6,
2021.
DOI:
10.1016/j.anucene.2021.108433
Abstract:
Thermal plasma technology is a process that demonstrates high performance for the processing of different types of waste. This technology can also be applied in the treatment of radioactive wastes, which requires special care. Beyond that, volumetric reduction, inertization, as well as a cheap and efficient process are necessary. In this context, the purpose of this paper is to demonstrate the application of thermal plasma technology for the treatment of solid radioactive waste. For this, stable Co and Cs were used to simulate compactable and non-compactable radioactive waste; about 0.8 g Co and 0.6 g Cs were added in each experimental test. The experimental tests were conducted using plasma of transferred arc electric discharge generated by the graphite electrode inside the process reactor. The behavior and distribution of the radionuclides present in the waste were assessed during the plasma process. The results show that the significant amounts of Co and Cs leave the melt by volatilization and are transferred to the gas phase with a small portion retained in the molten slag. The retention rate of Co in the slag phase is about 0.03% and 0.30% for compactable and non-compactable waste, respectively. On the other hand, Cs is completely transferred to the gas phase when added to the compactable waste. Conversely, when in the non-compactable waste, only 1.4% Cs is retained.
Palavras-Chave:
radioactive wastes;
plasma;
waste processing;
thermochemical processes
PRADO, E.S.P.; MIRANDA, F.S.; ARAUJO, L.G.; PETRACONI, G.; BALDAN, M.R.; ESSIPTCHOUK, A.; POTIENS JUNIOR, A.J.
Experimental study on treatment of simulated radioactive waste by thermal plasma: temporal evaluation of stable Co and Cs.
Annals of Nuclear Energy,
v. 160,
p. 1-6,
2021.
DOI:
10.1016/j.anucene.2021.108433.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/32638. Acesso em: $DATA.
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SILVA, MARIO A.B. da; LIRA, CARLOS A.B. de O.; BARROSO, ANTONIO C. de O.
.
Fractional scaling analysis for IRIS pressurizer reduced scale experiements.
Annals of Nuclear Energy,
v. 37,
n. 10,
p. 1415-1419,
2010.
Palavras-Chave:
boron;
concentration ratio;
coolants;
dispersions;
orifices;
pressure control;
pressure vessels;
pressurizers;
pwr type reactors;
reactor accidents;
reactor stability;
sprays;
transient overpower accidents
SILVA, MARIO A.B. da; LIRA, CARLOS A.B. de O.; BARROSO, ANTONIO C. de O.
Fractional scaling analysis for IRIS pressurizer reduced scale experiements.
Annals of Nuclear Energy,
v. 37,
n. 10,
p. 1415-1419,
2010.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/4598. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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MARASHI, M.K.; MAIORINO, J.R.
; MENDONCA, A.G.
; SANTOS, A..
IRAN.LIB (Improved range of ANISN/PC library): a P-3 coupled neutron-gamma cross-section library in ISOTXS format to be used by ANISN/PC (CCC-0514/02).
Annals of Nuclear Energy,
v. 18,
n. 10,
p. 597-602,
1991.
Palavras-Chave:
i codes;
computer codes;
neutrons;
gamma radiation;
cross sections;
shielding materials
MARASHI, M.K.; MAIORINO, J.R.; MENDONCA, A.G.; SANTOS, A.
IRAN.LIB (Improved range of ANISN/PC library): a P-3 coupled neutron-gamma cross-section library in ISOTXS format to be used by ANISN/PC (CCC-0514/02).
Annals of Nuclear Energy,
v. 18,
n. 10,
p. 597-602,
1991.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/6978. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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DURAZZO, MICHELANGELO
; SOUZA, JOSE A.B.
; IANELLI, RICARDO F.
; TAKARA, ERIKI M.
; GARCIA NETO, JOSE S.
; SALIBA-SILVA, ADONIS M.
; CARVALHO, ELITA F.U. de
.
Manufacturing LEU-foil annular target in Brazil.
Annals of Nuclear Energy,
v. 165,
p. 1-16,
2022.
DOI:
10.1016/j.anucene.2021.108646
Abstract:
Molybdenum-99 is the most important isotope because its daughter isotope, technetium-99m, has been the most used medical radioisotope. The primary method used to produce Mo-99 derives from the fission of U-235 incorporated in so-called irradiation targets. Two routes are being developed to make Mo-99 by fissioning with low enriched uranium (LEU) fuel. The first adopts UAlx-Al dispersion plate targets. The second uses uranium metal foil annular targets. The significant advantage of uranium foil targets over UAlx-Al dispersion targets is the high density of uranium metal. This work presents the experience obtained in the development of the uranium metal annular target manufacturing steps. An innovative method to improve the procedure for assembling the uranium foil on the tubular target was presented. The experience attained will help the future production of Mo-99 in Brazil through the target irradiation in the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB).
Palavras-Chave:
uranium;
metals;
targets;
annular space;
molybdenum 99;
irradiation;
foils
DURAZZO, MICHELANGELO; SOUZA, JOSE A.B.; IANELLI, RICARDO F.; TAKARA, ERIKI M.; GARCIA NETO, JOSE S.; SALIBA-SILVA, ADONIS M.; CARVALHO, ELITA F.U. de.
Manufacturing LEU-foil annular target in Brazil.
Annals of Nuclear Energy,
v. 165,
p. 1-16,
2022.
DOI:
10.1016/j.anucene.2021.108646.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/32659. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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DURAZZO, M.
; SALIBA-SILVA, A.M.
; MARTINS, I.C.
; CARVALHO, E.F.U. de
; RIELLA, H.G.
.
Manufacturing low enriched uranium metal by magnesiothermic reduction of UF4.
Annals of Nuclear Energy,
v. 110,
p. 874-885,
2017.
DOI:
10.1016/j.anucene.2017.07.033
Abstract:
This work presents an experimental description of thermal and physical studies to attain a practical manufacturing
process of uranium metal enriched to 20% U235 (LEU – Low Enriched Uranium) by metallothermic
reduction of UF4, with nuclear purity, for reduced amounts (1000 g of uranium) and with radioactive
safety. Uranium metal is needed to produce nuclear fuel elements based on uranium silicide (intermetallic
U3Si2) and irradiation targets to produce Mo99. This process is a part of Brazilian efforts to fabricate the
fuel elements for its research reactors, primarily aiming at the production of radioisotopes for nuclear
medicine. The magnesiothermic reduction is influenced by variables which are related to the starting
material UF4 and the thermal conditions for its reduction. These variables are investigated. The physical
arrangement of the crucible/reduction reactor/furnace system and the management of the furnace thermal
input in the reduction reactor during the heating were studied. Thermal simulation experiments provided
delineation for the reactants’ thermal progress before the ignition of the metalothermic reaction.
The heat input to the reduction system has proved to be the main variable that influenced the efficiency
of the process. The levels of metallic yield and reproducibility have been improved, making the production
process reproductive and economically viable. The typical yield in the production of uranium metal
was above 80%. Unrecovered uranium metal is present in the MgF2 slag and can be recovered at the level
of 96% yield. The process of recovering the uranium from the slag is also discussed.
Palavras-Chave:
uranium;
metals;
nuclear fuels;
materials recovery;
enriched uranium;
fuels;
fabrication
DURAZZO, M.; SALIBA-SILVA, A.M.; MARTINS, I.C.; CARVALHO, E.F.U. de; RIELLA, H.G.
Manufacturing low enriched uranium metal by magnesiothermic reduction of UF4.
Annals of Nuclear Energy,
v. 110,
p. 874-885,
2017.
DOI:
10.1016/j.anucene.2017.07.033.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/27736. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
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MIGLIAVACCA, ELDER
; ANDRADE, DELVONEI A.
.
Multivariate analysis with covariance matrix applied to separative power modeling of a gas centrifuge.
Annals of Nuclear Energy,
v. 35,
n. 3,
p. 534-538,
2008.
Palavras-Chave:
flow rate;
gas centrifuges;
least square fit;
matrices;
multivariate analysis;
performance;
simulation;
ultracentrifugation;
ultracentrifuges;
uranium isotopes;
validation
MIGLIAVACCA, ELDER; ANDRADE, DELVONEI A.
Multivariate analysis with covariance matrix applied to separative power modeling of a gas centrifuge.
Annals of Nuclear Energy,
v. 35,
n. 3,
p. 534-538,
2008.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/5108. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
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STASIULEVICIUS, R.; RODRIGUES, C.
; PARENTE, C.B.R.
.
Natural crystals for use with the neutron diffraction technique.
Annals of Nuclear Energy,
v. 26,
p. 1447-1455,
1999.
Palavras-Chave:
crystals;
monochromators;
neutron diffraction;
neutron diffractometers
STASIULEVICIUS, R.; RODRIGUES, C.; PARENTE, C.B.R.
Natural crystals for use with the neutron diffraction technique.
Annals of Nuclear Energy,
v. 26,
p. 1447-1455,
1999.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/6329. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
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SOUZA, ROSE M.G. do P.; MOREIRA, JOAO M.L..
Neural network correlation for power peak factor estimation.
Annals of Nuclear Energy,
v. 33,
p. p. 594-608,
2006.
Palavras-Chave:
accuracy;
control elements;
correlations;
distribution;
errors;
ipen-mb-1 reactor;
neural networks;
power density;
reactor protection systems;
safety margins;
signals
SOUZA, ROSE M.G. do P.; MOREIRA, JOAO M.L.
Neural network correlation for power peak factor estimation.
Annals of Nuclear Energy,
v. 33,
p. p. 594-608,
2006.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/5409. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
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MUNIZ, RAFAEL O.R.
; SANTOS, ADIMIR dos
; YAMAGUCHI, MITSUO
; ROSSI, PEDRO C.R.
; DOMINGOS, DOUGLAS B.
; MURA, LUIS F.
; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO
.
Neutronic analysis of a U-Mo-Al fuel and europium as burnable poison.
Annals of Nuclear Energy,
v. 92,
p. 46-51,
2016.
Palavras-Chave:
uranium-molybdenum fuels;
aluminium;
europium;
burnable poisons;
burnup;
gadolinium;
comparative evaluations
MUNIZ, RAFAEL O.R.; SANTOS, ADIMIR dos; YAMAGUCHI, MITSUO; ROSSI, PEDRO C.R.; DOMINGOS, DOUGLAS B.; MURA, LUIS F.; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO.
Neutronic analysis of a U-Mo-Al fuel and europium as burnable poison.
Annals of Nuclear Energy,
v. 92,
p. 46-51,
2016.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25706. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
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LECONTE, P.; ARCHIER, P.; DE SAINT JEAN, C.; DINIZ, R.
; SANTOS, ADIMIR dos
; FAUTRAT, L.; FOLIGNO, D.; GESLOT, B.; GILAD, E.; TAMAGNO, P.; TRUCHET, G.; ZOIA, A..
New delayed neutron group constants and covariances for LWR core applications, combining summation calculations and integral experiments.
Annals of Nuclear Energy,
v. 139,
p. 1-9,
2020.
DOI:
10.1016/j.anucene.2019.107250
Palavras-Chave:
reactors;
neutrons;
reactor cores;
uranium 235;
uranium 238;
neutron emission;
ipen-mb-1 reactor;
reactor noise;
minerve reactor
LECONTE, P.; ARCHIER, P.; DE SAINT JEAN, C.; DINIZ, R.; SANTOS, ADIMIR dos; FAUTRAT, L.; FOLIGNO, D.; GESLOT, B.; GILAD, E.; TAMAGNO, P.; TRUCHET, G.; ZOIA, A.
New delayed neutron group constants and covariances for LWR core applications, combining summation calculations and integral experiments.
Annals of Nuclear Energy,
v. 139,
p. 1-9,
2020.
DOI:
10.1016/j.anucene.2019.107250.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31342. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
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SANTOS, ADIMIR dos
; LEE, SEUNG M.; DINIZ, RICARDO
; JEREZ, ROGERIO
.
A new experimental approach for subcritical reactivity determination of multiplying systems.
Annals of Nuclear Energy,
v. 59,
p. 243-254,
2013.
Palavras-Chave:
reactor kinetics;
ipen-mb-1 reactor;
subcritical assemblies;
reactivity;
spectral density
SANTOS, ADIMIR dos; LEE, SEUNG M.; DINIZ, RICARDO; JEREZ, ROGERIO.
A new experimental approach for subcritical reactivity determination of multiplying systems.
Annals of Nuclear Energy,
v. 59,
p. 243-254,
2013.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/4060. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
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SANTOS, A. dos
; ANDRADE e SILVA, GRACIETE S.
; MENDONCA, ARLINDO G.
; FUGA, RINALDO
; ABE, ALFREDO Y.
.
New experimental results for the inversion point of the isothermal reactivity coeficient of the IPEN-MB-01 reactor.
Annals of Nuclear Energy,
v. 36,
n. 11-12,
p. 1740-1746,
2009.
Palavras-Chave:
a codes;
accuracy;
comparative evaluations;
fuel rods;
ipen-mb-1 reactor;
n codes;
neutron transport theory;
nuclear data collections;
reactivity coefficients;
slightly enriched uranium;
stainless steels;
t codes;
three-dimensional calculations;
uranium 235;
water
SANTOS, A. dos; ANDRADE e SILVA, GRACIETE S.; MENDONCA, ARLINDO G.; FUGA, RINALDO; ABE, ALFREDO Y.
New experimental results for the inversion point of the isothermal reactivity coeficient of the IPEN-MB-01 reactor.
Annals of Nuclear Energy,
v. 36,
n. 11-12,
p. 1740-1746,
2009.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/8562. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
Como referenciar este item
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GUAL, MARITZA R.; MAS, FELIX; DEPPMAN, AIRTON
; COELHO, PAULO R.P.
.
New mechanical samples positioning system for irradiations on a radial channel at nuclear research reactor in a full-power continuous operation.
Annals of Nuclear Energy,
v. 38,
n. 2-3,
p. 725-729,
2011.
Palavras-Chave:
research reactors;
sample preparation;
irradiation;
appropriate technology;
reactor operation
GUAL, MARITZA R.; MAS, FELIX; DEPPMAN, AIRTON; COELHO, PAULO R.P.
New mechanical samples positioning system for irradiations on a radial channel at nuclear research reactor in a full-power continuous operation.
Annals of Nuclear Energy,
v. 38,
n. 2-3,
p. 725-729,
2011.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/8184. Acesso em: $DATA.
Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.
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A pesquisa no RD utiliza os recursos de busca da maioria das bases de dados. No entanto algumas dicas podem auxiliar para obter um resultado mais pertinente.
✔ É possível efetuar a busca de um autor ou um termo em todo o RD, por meio do
Buscar no Repositório
, isto é, o termo solicitado será localizado em qualquer campo do RD. No entanto esse tipo de pesquisa não é recomendada a não ser que se deseje um resultado amplo e generalizado.
✔ A pesquisa apresentará melhor resultado selecionando um dos filtros disponíveis em
Navegar
✔ Os filtros disponíveis em
Navegar
tais como: Coleções, Ano de publicação, Títulos, Assuntos, Autores, Revista, Tipo de publicação são autoexplicativos. O filtro,
Autores IPEN
apresenta uma relação com os autores vinculados ao IPEN; o
ID Autor IPEN
diz respeito ao número único de identificação de cada autor constante no RD e sob o qual estão agrupados todos os seus trabalhos independente das variáveis do seu nome;
Tipo de acesso
diz respeito à acessibilidade do documento, isto é , sujeito as leis de direitos autorais, ID RT apresenta a relação dos relatórios técnicos, restritos para consulta das comunidades indicadas.
A opção
Busca avançada
utiliza os conectores da lógica boleana, é o melhor recurso para combinar chaves de busca e obter documentos relevantes à sua pesquisa, utilize os filtros apresentados na caixa de seleção para refinar o resultado de busca. Pode-se adicionar vários filtros a uma mesma busca.
Exemplo:
Buscar os artigos apresentados em um evento internacional de 2015, sobre loss of coolant, do autor Maprelian.
Autor: Maprelian
Título: loss of coolant
Tipo de publicação: Texto completo de evento
Ano de publicação: 2015
✔ Para indexação dos documentos é utilizado o Thesaurus do INIS, especializado na área nuclear e utilizado em todos os países membros da
International Atomic Energy Agency – IAEA
, por esse motivo, utilize os termos de busca de assunto em inglês; isto não exclui a busca livre por palavras, apenas o resultado pode não ser tão relevante ou pertinente.
✔ 95% do RD apresenta o texto completo do documento com livre acesso, para aqueles que apresentam o
significa que e o documento está sujeito as leis de direitos autorais, solicita-se nesses casos contatar a Biblioteca do IPEN,
bibl@ipen.br
.
✔ Ao efetuar a busca por um autor o RD apresentará uma relação de todos os trabalhos depositados no RD. No lado direito da tela são apresentados os coautores com o número de trabalhos produzidos em conjunto bem como os assuntos abordados e os respectivos anos de publicação agrupados.
✔ O RD disponibiliza um quadro estatístico de produtividade, onde é possível visualizar o número dos trabalhos agrupados por tipo de coleção, a medida que estão sendo depositados no RD.
✔ Na página inicial nas referências são sinalizados todos os autores IPEN, ao clicar nesse símbolo
será aberta uma nova página correspondente à aquele autor – trata-se da página do pesquisador.
✔ Na página do pesquisador, é possível verificar, as variações do nome, a relação de todos os trabalhos com texto completo bem como um quadro resumo numérico; há links para o Currículo Lattes e o Google Acadêmico ( quando esse for informado).
ATENÇÃO!
ESTE TEXTO "AJUDA" ESTÁ SUJEITO A ATUALIZAÇÕES CONSTANTES, A MEDIDA QUE NOVAS FUNCIONALIDADES E RECURSOS DE BUSCA FOREM SENDO DESENVOLVIDOS PELAS EQUIPES DA BIBLIOTECA E DA INFORMÁTICA.
O gerenciamento do Repositório está a cargo da Biblioteca do IPEN. Constam neste RI, até o presente momento 20.950 itens que tanto podem ser artigos de periódicos ou de eventos nacionais e internacionais, dissertações e teses, livros, capítulo de livros e relatórios técnicos. Para participar do RI-IPEN é necessário que pelo menos um dos autores tenha vínculo acadêmico ou funcional com o Instituto. Nesta primeira etapa de funcionamento do RI, a coleta das publicações é realizada periodicamente pela equipe da Biblioteca do IPEN, extraindo os dados das bases internacionais tais como a Web of Science, Scopus, INIS, SciElo além de verificar o Currículo Lattes. O RI-IPEN apresenta também um aspecto inovador no seu funcionamento. Por meio de metadados específicos ele está vinculado ao sistema de gerenciamento das atividades do Plano Diretor anual do IPEN (SIGEPI). Com o objetivo de fornecer dados numéricos para a elaboração dos indicadores da Produção Cientifica Institucional, disponibiliza uma tabela estatística registrando em tempo real a inserção de novos itens. Foi criado um metadado que contém um número único para cada integrante da comunidade científica do IPEN. Esse metadado se transformou em um filtro que ao ser acionado apresenta todos os trabalhos de um determinado autor independente das variáveis na forma de citação do seu nome.
A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.
1. Portaria IPEN-CNEN/SP nº 387, que estabeleceu os princípios que nortearam a criação do RDI,
clique aqui.
2. A experiência do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) na criação de um Repositório Digital Institucional – RDI,
clique aqui.
O Repositório Digital do IPEN é um equipamento institucional de acesso aberto, criado com o objetivo de reunir, preservar, disponibilizar e conferir maior visibilidade à Produção Científica publicada pelo Instituto, desde sua criação em 1956.
Operando, inicialmente como uma base de dados referencial o Repositório foi disponibilizado na atual plataforma, em junho de 2015. No Repositório está disponível o acesso ao conteúdo digital de artigos de periódicos, eventos, nacionais e internacionais, livros, capítulos, dissertações, teses e relatórios técnicos.
A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.
O gerenciamento do Repositório está a cargo da Biblioteca do IPEN. Constam neste RI, até o presente momento 20.950 itens que tanto podem ser artigos de periódicos ou de eventos nacionais e internacionais, dissertações e teses, livros, capítulo de livros e relatórios técnicos. Para participar do RI-IPEN é necessário que pelo menos um dos autores tenha vínculo acadêmico ou funcional com o Instituto. Nesta primeira etapa de funcionamento do RI, a coleta das publicações é realizada periodicamente pela equipe da Biblioteca do IPEN, extraindo os dados das bases internacionais tais como a Web of Science, Scopus, INIS, SciElo além de verificar o Currículo Lattes. O RI-IPEN apresenta também um aspecto inovador no seu funcionamento. Por meio de metadados específicos ele está vinculado ao sistema de gerenciamento das atividades do Plano Diretor anual do IPEN (SIGEPI). Com o objetivo de fornecer dados numéricos para a elaboração dos indicadores da Produção Cientifica Institucional, disponibiliza uma tabela estatística registrando em tempo real a inserção de novos itens. Foi criado um metadado que contém um número único para cada integrante da comunidade científica do IPEN. Esse metadado se transformou em um filtro que ao ser acionado apresenta todos os trabalhos de um determinado autor independente das variáveis na forma de citação do seu nome.