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ANGELINI, M.
; SILVA, P.S.C.
; R.JUNIOR, I.S.
. 108mAg activity concentration determination in low and medium level radioactive waste from Angra Nuclear Power Plant.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
November 29 - December 2, 2021,
Online.
Proceedings...
Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2021.
Palavras-Chave: concentration ratio; intermediate-level radioactive wastes; low-level radioactive wastes; pwr type reactors; radiochemistry; separation processes; silver 108; angra-1 reactor
. 108mAg activity concentration determination in low and medium level radioactive waste from Angra Nuclear Power Plant. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, November 29 - December 2, 2021, Online. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2021. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/32436. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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MIRANDA, C.A.J.
. A 3-D model with superelements for dynamic analysis of a PWR vessel internals.
In: ANSYS TECHNOLOGY CONFERENCE AND EXHIBITION,
June 8-12, 1992,
Pittsburgh, Pa., USA.
1992.
Palavras-Chave: pwr type reactors; pressure vessels; three-dimensional calculations
. A 3-D model with superelements for dynamic analysis of a PWR vessel internals. In: ANSYS TECHNOLOGY CONFERENCE AND EXHIBITION, June 8-12, 1992, Pittsburgh, Pa., USA. 1992. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/14449. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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OLIVEIRA, C.A.
; ASSIS, G.M.V.. 3-D models to analyze a PWR pressure vessel.
In: ANSYS TECHNOLOGY CONFERENCE AND EXHIBITION,
June 8-12, 1992,
Pittsburgh, Pa., USA.
1992.
Palavras-Chave: pwr type reactors; pressure vessels; three-dimensional calculations; axial symmetry
. 3-D models to analyze a PWR pressure vessel. In: ANSYS TECHNOLOGY CONFERENCE AND EXHIBITION, June 8-12, 1992, Pittsburgh, Pa., USA. 1992. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/14448. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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OLIVEIRA, C.A.
. 3-D models to analyze a PWR pressure vessel head under non-axisymmetric loadings.
In: 7th SIMPOSIO BRASILEIRO SOBRE TUBULACOES E VASOS DE PRESSAO,
October 7-9, 1992,
Florianopolis, SC.
1992.
Palavras-Chave: pwr type reactors; pressure vessels; three-dimensional calculations
. 3-D models to analyze a PWR pressure vessel head under non-axisymmetric loadings. In: 7th SIMPOSIO BRASILEIRO SOBRE TUBULACOES E VASOS DE PRESSAO, October 7-9, 1992, Florianopolis, SC. 1992. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/14489. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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AUSTREGESILO FILHO, H.; HUKAI, R.Y.
; SCHAD, V.R.. 370/ CSMP dynamics simulation of PWR power plant.
1977,
Short note...
1977.
p. 439-40.
Palavras-Chave: control systems; ibm computers; power plants; pwr type reactors; simulation
. 370/ CSMP dynamics simulation of PWR power plant. 1977, Short note... 1977. p. 439-40. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/20653. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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ROSSI, LUBIANKA F.R.
.
Acoplamento entre os métodos diferencial e da teoria da perturbação para o cálculo dos coeficientes de sensibilidade em problemas de transmutação nuclear
/ Coupling between the differential and perturbation theory methods for calculating sensitivity coefficients in nuclear transmutation problems
.
2014.
Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
160 p.
Orientador: Adimir dos Santos.
DOI:
10.11606/T.85.2014.tde-12022015-154545
Abstract:
Este trabalho apresenta um novo método para o cálculo dos coecientes de sensibilidade, através da união do metodo diferencial e da teoria da perturbação generalizada, que são os dois métodos tradicionalmente utilizados em física de reatores para a obtenção de tais grandezas. Esses dois métodos apresentam algumas deciências tornando os cálculos dos coeficientes de sensibilidade lentos ou computacionalmente exaustivos, mas unindo-os e possível eliminar as deciências apresentadas por ambos e obter uma nova equação para o coe- ciente de sensibilidade. O método proposto neste trabalho foi aplicado em um reator do tipo PWR , onde foi feita análise de sensibilidade da produção e da razão de conversão do 239Pu, para um ciclo de 120 dias de queima. O código utilizado para a análise de queima e análise de sensibilidade, o CINEW, foi desenvolvido durante este trabalho e os resultados obtidos foram comparados com os códigos amplamente utilizados em física de reatores, como o CINDER e o SERPENT. As conclusões obtidas foram que o novo método matemático para a obtenção dos coeficientes de sensibilidade e o CINEW, além de fornecer agilidade numérica também presentam eciência e segurança. Pois o novo método matemático para a obtenção dos coeficientes quando comparados com os métodos tradicionais utilizados para a análise de sensibilidade, mostram resultados satisfatórios, mesmo quando o método utiliza aproximações matemáticas que diferem do método proposto, e com a vantagem de não apresentar as deciências apresentadas pelos métodos diferencial e da teoria da perturbação generalizada. As análises de queima obtidas pelo CINEW foram comparadas com o CINDER, que mostraram uma diferença aceitável, apesar do CINDER apresentar alguns problemas computacionais que advém da época em que foi feito. A originalidade deste trabalho e a aplicação do método proposto em problemas que envolvem dependência temporal e a elaboração do primerio código nacional que faz análise de queima e análise de sensibilidade.
Palavras-Chave: reactor physics; pwr type reactors; burnup; plutonium 239; sensitivity analysis; differential calculus; perturbation theory; coefficient of performance; c codes
. Acoplamento entre os métodos diferencial e da teoria da perturbação para o cálculo dos coeficientes de sensibilidade em problemas de transmutação nuclear. Orientador: Adimir dos Santos. 2014. 160 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2014.tde-12022015-154545. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23594. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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ANGELINI, MATHEUS
; SILVA, PAULO S.C. da
; JUNQUEIRA, LUCAS S.
. Activity determination of the difficult to measure radionuclide 55Fe in operational radioative waste from the Angra Nuclear Power Plant.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
October 21-25, 2019,
Santos, SP.
Proceedings...
Rio de Janeiro,
2019.
p. 446-453.
Abstract:
Pressurized Water Reactors, PWR, are responsible for converting nuclear energy from the nuclear reactions, in
the core, into thermal energy by heat exchange with the water in the primary system and then into mechanical
energy by the pressure increase from the heat exchange and at last, electrical energy, from the turbine rotation
due to the resultant pressure. In a reactor such as described, cool water must flow through the Primary System
(where the nuclear core is located) in order to allow heat exchange for electrical energy generation and also to
refrigerate the core, providing it will not to be melted or causing any acci dent. Materials that make up the
internal part of the primary system such as the walls or core coating may suffer effects like drag force due to the
high water pressure or neutron activation due to the high l evels of radiation. Therefore some of these nucl ides
that compose these materials are expected to be present in the core water and so, a filtration system is required
to reduce these nuclides concentrations. At Angra Nuclear Power Plant two types of filtration systems are used ,
ion exchange resin, respo nsible for adsorbing these nuclides and a polymer type filter responsible for
withholding solid particles in suspension. After a while, these filters become saturated and must b e replaced;
once replaced , the old ones become Radioactive Waste of Low or Medi um Activity. This study has evaluated the
chemical yield of different procedures for 55 Fe determination by using anion exchange chromatography, to be
further applied to determine the activity concentration in nuclear waste samples. The activity concentrati ons
were determined by Liquid Scintillation Counting (LSC) and Gamma Spectrometry (GS). This project is part of
a bigger objective that aims to fulfill several regulations from the Brazilian National Nuclear Energy
Commission (CNEN) and the development of a repository for proper storage of radioactive waste materials
Palavras-Chave: activity levels; activity meters; ion exchange chromatography; iron 55; nuclear power plants; pwr type reactors; radioactive wastes
. Activity determination of the difficult to measure radionuclide 55Fe in operational radioative waste from the Angra Nuclear Power Plant. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 446-453. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30366. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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SABUNDJIAN, G.
.
Adaptacao do programa RELAP4/MOD5 ao sistema computacional do IPEN-CNEN/SP, cujas modificacoes deram origem a versao RELAP4/SAS/MOD5.
1988.
43 p.
Palavras-Chave: pwr type reactors; r codes; computer codes; computerized simulation
. Adaptacao do programa RELAP4/MOD5 ao sistema computacional do IPEN-CNEN/SP, cujas modificacoes deram origem a versao RELAP4/SAS/MOD5. 1988. 43 p. (.IPEN-PUB-100 ). Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/24530. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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SILVA, A.T.
. Adequacao do codigo FRAP-T4 para analise de varetas combustiveis de reatores PWR com revestimento de aco inoxidavel austenitico.
In: 1o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR,
17-20 de marco, 1986,
Rio de Janeiro, RJ.
1986.
p. 93-96.
Palavras-Chave: f codes; fuel rods; physical properties; programming; pwr type reactors; stainless steels; zircaloy
. Adequacao do codigo FRAP-T4 para analise de varetas combustiveis de reatores PWR com revestimento de aco inoxidavel austenitico. In: 1o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 17-20 de marco, 1986, Rio de Janeiro, RJ. 1986. p. 93-96. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/12873. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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LOBO, RAQUEL de M.
; ANDRADE, ARNALDO H.P. de
. Advances in the understanding of the mechanisms of iodine-induced SCC cracking in zirconium alloys.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
October 21-25, 2019,
Santos, SP.
Proceedings...
Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2019.
p. 5339-5345.
Abstract:
In pressurized water reactors (PWR) the fuel rod cladding is the first barrier against the spread of
fission
products. It is therefore essential to guarantee its use in the reactor. Sometimes the production of electricity
requires that certain power plants operate in “network monitoring”. The fuel introduced into nuclear power
reactors can then undergo so metimes significant power variations. Following a severe reactor power transient,
clad failure can occur through a stress corrosion phenomenon (SCC), under the combined action of mechanical
stresses and gaseous fission products generated by the fuel pellets. Among those iodine plays a major role, for it
may induce SCC in zircaloy. In the early ages of water cooled reactors (PWRs, BWRs or CANDU), series of
similar failures took place following sharp startups. Today power increase rates as well as instantaneous local
power levels are limited. Indeed, it is well know that cladding failure by iodine induced stress corrosion
cracking (I SCC) may occur under pellet cladding interactions (PCI) conditions during power transients in
PWRs. In this paper we review the advances in the understanding of these SCC cracking mechanisms of the
fuel rod cladding that would then allow better control of the integrity of the clad during the more severe
demands related to the operating conditions of th e PWRs.
Palavras-Chave: cladding; cleavage; computerized tomography; cracking; fuel rods; iodine; nucleation; pitting corrosion; pwr type reactors; slip; stress corrosion; zircaloy 4
. Advances in the understanding of the mechanisms of iodine-induced SCC cracking in zirconium alloys. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 5339-5345. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30719. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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SILVA, A.T.
; PERROTTA, J.A.
. Alguns aspectos da utilizacao de zircaloy e aco inoxidavel austenitico como material de revestimento de varetas combustiveis de reatores PWR.
In: 5o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES,
10-12 de abril, 1985,
Rio de Janeiro, RJ.
1985.
p. 649-662.
Palavras-Chave: cladding; f codes; fuel rods; performance; pwr type reactors; stainless steel-348; steady-state conditions; zircaloy
. Alguns aspectos da utilizacao de zircaloy e aco inoxidavel austenitico como material de revestimento de varetas combustiveis de reatores PWR. In: 5o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES, 10-12 de abril, 1985, Rio de Janeiro, RJ. 1985. p. 649-662. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/12862. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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MELDONIAN, N.L.
; MOREIRA, J.M.L.
; YAMAGUCHI, M.
; KOSAKA, N.
. Alternativa nucleoeletrica no contexto do plano 2015.
In: 2o. CONGRESSO BRASILEIRO DE PLANEJAMENTO ENERGETICO,
12-14 de dezembro, 1994,
Campinas, SP.
1994.
Palavras-Chave: hydroelectric power; power generation; planning; pwr type reactors; brazil
. Alternativa nucleoeletrica no contexto do plano 2015. In: 2o. CONGRESSO BRASILEIRO DE PLANEJAMENTO ENERGETICO, 12-14 de dezembro, 1994, Campinas, SP. 1994. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/19020. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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. An evaluation of Tight-Pitch PWR cores. In: 2nd JAPAN-BRAZIL SYMPOSIUM ON SCIENCE AND TECHMOLOGY, Oct. 13-16, 1980, Rio de Janeiro, RJ, Brazil. 1980. Observação: arquivo não disponível no Repositório
Palavras-Chave: cost; fuel cycle; l codes; optimization; pwr type reactors; reprocessing; thorium; uranium
. An evaluation of Tight-Pitch PWR cores. In: 2nd JAPAN-BRAZIL SYMPOSIUM ON SCIENCE AND TECHMOLOGY, Oct. 13-16, 1980, Rio de Janeiro, RJ, Brazil. 1980. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/18745. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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NASCIMENTO, SAMIRA R.V.; LIRA, CARLOS A.B.O.; LAPA, CELSO M.F.; BEZERRA, JAIR L.; SILVA, MARIO A.B.; LIMA, FERNANDO R.A.; BARROSO, ANTONIO C.O.
; LOURDES, MARIA de. An experimental low-pressure facility to study boron transients in the pressurizer of an integral modular nuclear reactor.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 11th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 18th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 3rd,
November 24-29, 2013,
Recife, PE.
Proceedings...
Sao Paulo: ABEN, 2013,
2013.
Palavras-Chave: bench-scale experiments; boron; brazilian cnen; computerized simulation; experimental data; homogenization methods; mixing; pressurizers; pwr type reactors; transients
. An experimental low-pressure facility to study boron transients in the pressurizer of an integral modular nuclear reactor. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 11th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 18th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 3rd, November 24-29, 2013, Recife, PE. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2013, 2013. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16750. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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CARNEIRO, ALVARO L.G.
; PORTO JUNIOR, ALMIR C.S.. An integrated approach for process control valves diagnosis using fuzzy logic.
World Journal of Nuclear Science and Technology,
v. 4,
p. 148-157,
2014.
Palavras-Chave: artificial intelligence; expert systems; failures; fuzzy logic; process control; pwr type reactors; reactor maintenance; valves
. An integrated approach for process control valves diagnosis using fuzzy logic. World Journal of Nuclear Science and Technology, v. 4, p. 148-157, 2014. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23183. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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BAPTISTA FILHO, B.D.
; CABRAL, E.L.L.
; BARROSO, A.C.O.
. An R-package for water and steam properties for scientific and general use.
International Journal of Nuclear Energy Science and Technology,
v. 12,
n. 2,
p. 172-195,
2018.
Abstract:
The International Association for the Properties of Water and
Steam (IAPWS) develops formulations for the calculation of thermophysical
properties of water as a function of different combinations of temperature,
density, pressure, enthalpy, and entropy. These properties are useful for
scientists and nuclear, chemical, and mechanical engineers who analyse
experimental data or are involved with projects and equipment development,
like heat exchangers, turbines, or nuclear power reactors. The IAPWS-95
formulation solves the fundamental equation of Helmholtz free energy as a
function of temperature and density. This paper gives a description of how
these equations are solved and exemplifies the use of a package developed for
the free platform R. The IAPWS95 package was developed to help users to get
access to the IAPWS-95 formulation in a free software environment which is
growing exponentially. Transport properties were programmed using other
IAPWS releases. The examples consider the uncertainty analysis of thermal
parameters of a nuclear power reactor and the preparation of tables and graphs
of water properties.
Palavras-Chave: water; aqueous solutions; steam; water vapor; mechanical properties; physical properties; thermodynamic properties; water saturation; computer codes; r codes; free energy; helmholtz theorem; pwr type reactors; sensitivity analysis
. An R-package for water and steam properties for scientific and general use. International Journal of Nuclear Energy Science and Technology, v. 12, n. 2, p. 172-195, 2018. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29363. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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MAPRELIAN, E.
. Analise comparativa e comportamental das correlacoes de fluxo critico de calor W-3 e EPRI em reatores PWR.
In: 9o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA,
25-29 de outubro, 1993,
Caxambu, MG.
1993.
p. 323-326.
Palavras-Chave: pwr type reactors; critical heat flux; reactor safety; comparative evaluations
. Analise comparativa e comportamental das correlacoes de fluxo critico de calor W-3 e EPRI em reatores PWR. In: 9o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, 25-29 de outubro, 1993, Caxambu, MG. 1993. p. 323-326. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/14690. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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CASTANHEIRA, M.
; PERROTTA, J.A.
. Analise da determinacao de falhas em elementos combustiveis de reatores PWR.
In: 7o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR,
31 de agosto - 3 de setembro, 1999,
Belo Horizonte, MG.
1999.
Palavras-Chave: pwr type reactors; fuel element failure; failed element monitors; gamma spectroscopy; fuel pellets; uranium dioxide; primary coolant circuits; computer codes
. Analise da determinacao de falhas em elementos combustiveis de reatores PWR. In: 7o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 31 de agosto - 3 de setembro, 1999, Belo Horizonte, MG. 1999. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/13882. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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SILVEIRA, HELVECIO C.K. da
.
Analise de integridade estrutural de tubos de geradores de vapor deteriorados por corrosao sob tensao pelo primario na regiao de transicao de expansao junto ao espelho.
2002.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
Sao Paulo.
134 p.
Orientador: Miguel Mattar Neto.
Palavras-Chave: pwr type reactors; steam generators; tubes; defects; deformation; corrosion; failures; fatigue; in-service inspection; materials testing; probabilistic estimation
. Analise de integridade estrutural de tubos de geradores de vapor deteriorados por corrosao sob tensao pelo primario na regiao de transicao de expansao junto ao espelho. Orientador: Miguel Mattar Neto. 2002. 134 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11035. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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BRUEL, RENATA N.
.
Analise de sensibilidade de um modelo teorico do pressurizador.
1997.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
Sao Paulo.
117 p.
Orientador: Horacio Nakata.
Palavras-Chave: evaporation; heat transfer; pressure dependence; pressurizers; pwr type reactors; sensitivity analysis; simulation
. Analise de sensibilidade de um modelo teorico do pressurizador. Orientador: Horacio Nakata. 1997. 117 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10639. Acesso em: $DATA.Como referenciar este itemEsta 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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Autor: Maprelian
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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.