Navegação por assunto "parametric analysis"

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  • IPEN-DOC 09246

    BONFIETTI, GERSON . Analise da confiabilidade do sistema de suprimento de energia eletrica de emergencia de um reator nuclear de pequeno porte. 2003. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 124 p. Orientador: Jose Messias de Oliveira Neto.

    Palavras-Chave: reactor safety; electric power; power supplies; ac systems; diesel engines; reliability; fault tree analysis; parametric analysis

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  • IPEN-DOC 15623

    ZAMBONI, CIBELE B. ; GENEZINI, FREDERICO A. . Ativacao neutronica. In: ZAMBONI, CIBELE B. (Coord.). Fundamentos da fisica de neutrons. Editora Livraria da Fisica: Sao Paulo, 2007, 2007. p. 89-102,

    Palavras-Chave: neutron activation analysis; parametric analysis

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  • IPEN-DOC 03823

    COSTA, P.R.; CALDAS, L.V.E. . Caracteristicas de espalhamento de materiais utilizados em radioprotecao. In: 3o. FORUM NACIONAL DE CIENCIA E TECNOLOGIA EM SAUDE, 13-17 de outubro, 1996, Campos do Jordao, SP. 1996. p. 467-468.

    Palavras-Chave: parametric analysis; distribution; radiation scattering analysis; shielding materials

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  • IPEN-DOC 06213

    BORGES, ANTONIO A. . Uma combinação entre os métodos diferencial e da teoria de perturbação para o cálculo dos coeficientes de sensibilidade / A combination between the differential and the perturbation theory methods for calculating sensitivity coefficients . 1998. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 90 p. Orientador: Adimir dos Santos.

    Abstract: Desenvolve-se aqui um novo método para calcular coeficientes de sensibilidade. Este novo método é uma combinação entre as duas metodologias usadas para calcular estes coeficientes, que são o método diferencial e o método da teoria da perturbação generalizada. O método consiste em fazer como parâmetro integral o fluxo médio em uma região arbitrária do sistema. Dessa forma, o coeficiente de sensibilidade passa a conter somente o termo correspondente ao fluxo de nêutrons. Para obtenção do novo coeficiente de sensibilidade é feito o cálculo do coeficiente de sensibilidade desse parâmetro integral com relação a σ através do método de perturbação e são obtidas as derivadas funcionais do parâmetro integral genérico com relação a σ e Φ utilizando o método diferencial.

    Palavras-Chave: sensitivity analysis; perturbation theory; differential calculus; parametric analysis; neutron diffusion equation; neutron flux; reactor physics

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  • IPEN-DOC 06220

    COSTA, P.R.; CALDAS, L.V.E. . Diagnostic X-ray room design using photon attenuation and spectrum evaluation models: simulation and partial results. In: WORLD CONGRESS ON MEDICAL PHYSICS AND BIOMEDICAL ENGINEERING, September 14-19, 1997, Nice, France. Abstract... 1997. p. 1162.

    Palavras-Chave: parametric analysis; x-ray spectra; shielding; design; shielding materials; thickness; computerized simulation; radiology

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  • IPEN-DOC 09333

    UMBEHAUN, P.E. ; ANDRADE, D.A. ; TORRES, W.M. ; YAMAGUCHI, M. . Dimensionamento termo-hidraulico de um dispositivo de irradiacao de mini-placas combustiveis para o reator IEA-R1. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 4, n. 2, p. 178-183, 2002.

    Palavras-Chave: irradiation devices; fuel plates; dimensions; thermal hydraulics; computer calculations; parametric analysis; iear-1 reactor

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  • IPEN-DOC 08676

    UMBEHAUN, P.E. ; ANDRADE, D.A. ; TORRES, W.M. ; YAMAGUCHI, M. . Dimensionamento termo-hidraulico de um dispositivo de irradiacao de mini-placas combustiveis para o reator IEA-R1. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; NATIONAL MEETING OF REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 13th, Aug. 11-16, 2002, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Rio de Janeiro: ABEN, 2002, 2002.

    Palavras-Chave: irradiation devices; fuel plates; dimensions; thermal hydraulics; computer calculations; parametric analysis; iear-1 reactor

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  • IPEN-DOC 05027

    SEO, EMILIA S.M. . Estudo cinetico da cloracao do silicio. 1997. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, São Paulo. 256 p. Orientador: Eduardo de Albuquerque Brocchi.

    Palavras-Chave: chlorination; silicon; reaction kinetics; packed beds; silicon chlorides; grain size; parametric analysis; chlorides; mathematical models; thermodynamics; fluidization

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  • IPEN-DOC 06867

    LANDINI, LILIANE . Estudo da producao de sup(57)Co e sup(109)Cd em ciclotron. 2000. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 112 p. Orientador: Joao Alberto Osso Junior.

    Palavras-Chave: cobalt 57; cadmium 109; isotope production; nickel; irradiation; proton beams; cyclotrons; parametric analysis; ion exchange chromatography; nickel

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  • IPEN-DOC 25453

    MATTOS, CARLOS E. . Estudo de modelos para o comportamento a altas queimas de varetas combustível urânio - 7% gadolínio para reatores a água leve pressurizada: avaliação dos parâmetros para prolongamento do tempo de queima do núcleo / Study of models for high burn behavior of uranium-7% gadolinium fuel rods for pressurized light water reactors: evaluation of the parameters for prolongation of the time of burning of the nucleus . 2018. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 94 p. Orientador: Elita Fontenele Urano de Carvalho. DOI: 10.11606/D.85.2018.tde-17052018-160542

    Abstract: O objetivo deste trabalho é verificar os resultados fornecidos pelo programa computacional FRAPCON-3, hoje na versão 5, utilizado no processo de simulação do comportamento de varetas combustíveis de reatores refrigerados a água pressurizada (Pressurized Water Reactor PWR), sob situações operacionais de regime permanente, em condições de alta queima. Para realizar a verificação, foi utilizada a base de dados FUMEX-III, que fornece dados relativos a experimentos realizados com diversos tipos de combustíveis nucleares, submetidos a diversas condições operacionais. Através dos resultados obtidos na simulação do programa FRAPCON-3.5 e da sua comparação com os dados experimentais da base FUMEX-III, foi possível constar que o programa possui boa capacidade de predizer o comportamento operacional da vareta combustível em regime permanente a altas queimas. O trabalho consiste também em verificar a correlação entre UO2 e UO2-7%Gd2O3 na análise dos modelos que simulam o comportamento das pastilhas combustível. A adição do óxido de gadolínio ou gadolínia (Gd2O3), constitui-se na opção tecnológica mais solidamente consagrada e hoje comum em várias centrais nucleares. Por meio dos resultados obtidos nas simulações computacionais foram apresentadas e discutidas a influência das propriedades do UO2 e UO2-7%Gd2O3, quanto à temperatura no centro do combustível, liberação de gás de fissão na vareta, temperatura média do revestimento, volume interno e pressão interna da vareta combustível.

    Palavras-Chave: nuclear fuels; fuel cycle; fuel rods; reactor cores; burnup; rare earths; gadolinium; uranium hexafluoride; pwr type reactors; nuclear models; analytical solution; parametric analysis; safety analysis; programming; simulation

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  • IPEN-DOC 05065

    FITAS, INACIO R. . Estudo parametrico de detectores a gas. 1998. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 89 p. Orientador: Adalberto Jose Soares.

    Palavras-Chave: ionization chambers; gamma detection; cobalt 60; parametric analysis

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  • IPEN-DOC 04660

    FITAS, I.R.; SOARES, A.J. . Estudo parametrico de detectores a gas. In: 6o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 27 de outubro - 1 de novembro, 1996, Rio de Janeiro, RJ. 1996.

    Palavras-Chave: ionization chambers; parametric analysis; gamma detection; cobalt 60

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  • IPEN-DOC 13857

    OLIVEIRA, LAURA C.; ZAMBONI, CIBELE B. . Evaluation of semi-parametric NAA results using standard reference materials. In: REUNIAO DE TRABALHO SOBRE FISICA NUCLEAR NO BRASIL, 31., 8-12 de setembro, 2008, Marisias, SP. Resumo... 2008.

    Palavras-Chave: accuracy; biological materials; cadmium; calibration standards; foils; gold; neutron activation analysis; parametric analysis; reliability; shielding materials; statistical data; thermal neutrons

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  • IPEN-DOC 24019

    STEFANI, GIOVANNI L. de ; MAIORINO, JOSE R. ; MOREIRA, JOAO M. de L.; SANTOS, THIAGO A. dos ; ROSSI, PEDRO C.R.. Feasibility to convert an advanced PWR from UO2 to a mixed (U,Th)O2 core. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 22-27, 2017, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Rio de Janeiro, RJ: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2017.

    Abstract: This work presents the neutronics and thermal hydraulics feasibility to convert the UO2 core of the Westinghouse AP1000 in a (U-Th)O2 core, rather than the traditional uranium dioxide, for the purpose of reducing long-lived actinides, especially plutonium, and generates a stock pile of 233U, which could in the future be used in advanced fuel cycles, in a more sustainable process and taking advantage of the large stock of thorium available on the planet and especially in Brazil. The reactor chosen as reference was the AP1000, which is considered to be one of the most reliable and modern reactor of the current Generation III, and its similarity to the reactors already consolidated and used in Brazil for electric power generation. The results show the feasibility and potentiality of the concept, without the necessity of changes in the core of the AP1000, and even with advantages over this. The neutron calculations were made by the SERPENT code. The results provided a maximum linear power density lower than the AP1000, favoring safety. In addition, the delayed neutron fraction and the reactivity coefficients proved to be adequate to ensure the safety of the concept. The results show that a production of about 260 Kg of 233U per cycle is possible, with a minimum production of fissile plutonium that favors the use of the concept in U-Th cycles.

    Palavras-Chave: delayed neutron fraction; feasibility studies; fissile materials; fuel rods; parametric analysis; pwr type reactors; reactor cores; s codes; thermal hydraulics; thorium 232; uranium 233; uranium dioxide

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  • IPEN-DOC 07181

    BITELLI, ULYSSES D. . Medida de parametros integrais no reator IPEN / MB-01. 2001. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 173 p. Orientador: Adimir dos Santos.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; reactor cores; parametric analysis; buckling; conversion ratio; fission ratio; capture; fission; monte carlo method; fuel rods; gamma spectroscopy

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  • IPEN-DOC 05015

    SANCHEZ, A.; SANTOS, A.. Uma metodologia numerica para obtencao dos fatores intermediarios de ressonancia no formalismo de multigrupo. In: 11th MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMO-HIDRAULICA, August 18-22, 1997, Pocos de Caldas, MG. 1997. p. 271-278.

    Palavras-Chave: intermediate resonance; isotopes; multigroup theory; parametric analysis; cross sections; h codes

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  • IPEN-DOC 06288

    COSTA, P.R.; CALDAS, L.V.E. . Modelo para determinacao de espessuras de barreiras protetoras em salas para radiologia diagnostica. In: 27a. JORNADA DE FISICA RADIOLOGICA, 18-21 de abril, 1997, Sao Paulo, SP. Resumo... 1997.

    Palavras-Chave: radiology; shielding materials; lead; parametric analysis; radiation protection; photons; x-ray tubes

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  • IPEN-DOC 26342

    STEFANI, GIOVANNI L. de ; GENEZINI, FREDERICO A. ; MOREIRA, JOÃO M. de L.; SANTOS, THIAGO A. dos . Optimization on the core of IEA-R1 research reactor for enhance the radioisotopes production. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4164-4176.

    Abstract: In this work a parametric study was carried out to increase the production of radioisotopes in the IEA-R1 reactor. One of the variables directly proportional to isotope production is the magnitude of the neutron flux in which some material is exposed, so the main objective of this work was to increase neutron flux, especially in the center of the reactor in the beryllium element irradiator (EIBe), within the operational and safety limits of the reactor. The study is initiated by defining a default configuration, in which core of the IEA-R1 reactor is modeled with all fresh fuel assemblies to ensure the reduction of variables that affect the data analysis, then para metric studies were performed evaluating, by comparative analysis of the behavior of the relation of neutron flux versus the fuel for the standard configuration. Therefore, another configuration was tested: the changes in the core of graphite reflecting elements for beryllium, as well as, the result due to reactor core compaction. Parameters such as the fraction of delayed neutrons (Beff) and temperature reactivity coefficient are analyzed to ensure that the configuration has the minimum safety requirements for the reactor safe operation. The results of the study demonstrate a large increase in neutron flux magnitude and in particular in the center of the nucleus in the beryllium irradiating element.

    Palavras-Chave: beryllium; delayed neutrons; fuel assemblies; fuel consumption; iear-1 reactor; isotope production; neutron flux; optimization; parametric analysis; reactivity coefficients; reactor cores; thermal neutrons

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  • IPEN-DOC 09553

    TORRES, W.M. ; UMBEHAUN, P.E. ; ANDRADE, D.A. ; YAMAGUCHI, M. ; SOUZA, J.A.B. . Thermal-hydraulic design of a fuel mini-plate irradiator for the IEA-R1 research reactor. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON RESEARCH REACTOR (UTILIZATION, SAFETY, DECOMMISSIONING, FUEL AND WASTE MANAGEMENT), Nov. 10-14, 2003, Santiago, Chile. 2003.

    Palavras-Chave: fuel plates; thermal hydraulics; design; irradiation devices; parametric analysis; flow rate; pressure drop; experimental data; computer codes; iear-1 reactor; reactor safety

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  • IPEN-DOC 07912

    BELCHIOR JUNIOR, A. ; SABUNDJIAN, G. ; BASTOS, J.L.F. ; ANDRADE, D.A. . Two-phase flow instabilities in a natural circulation rectangular loop. In: INTERNATIONAL CONFERENCE ON NUCLEAR ENGINEERING, 8th, Apr. 2-6, 2000, Baltimore, MD, USA. Proceedings... ASME, 2000, 2000.

    Palavras-Chave: natural convection; two-phase flow; parametric analysis; r codes; thermal hydraulics; reactor safety

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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.

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2. A experiência do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) na criação de um Repositório Digital Institucional – RDI, clique aqui.

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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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