Navegação por Revista "Annals of Nuclear Energy"

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  • IPEN-DOC 11802

    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

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  • IPEN-DOC 03405

    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

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  • IPEN-DOC 07702

    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

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  • IPEN-DOC 23737

    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

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  • IPEN-DOC 23156

    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

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  • IPEN-DOC 07701

    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

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  • IPEN-DOC 05821

    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

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  • IPEN-DOC 28406

    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

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  • IPEN-DOC 16117

    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

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  • IPEN-DOC 04215

    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

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  • IPEN-DOC 28427

    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

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  • IPEN-DOC 23040

    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

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  • IPEN-DOC 12256

    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

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  • IPEN-DOC 06505

    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

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  • IPEN-DOC 11669

    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

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  • IPEN-DOC 21604

    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

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  • IPEN-DOC 27116

    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

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  • IPEN-DOC 19521

    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

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  • IPEN-DOC 14730

    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

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  • IPEN-DOC 16451

    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

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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.

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