Navegação IPEN por Autores IPEN "SABUNDJIAN, G."
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Navegação IPEN por Autores IPEN "SABUNDJIAN, G."
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FULLE, F.N.
; SABUNDJIAN, G.
. Comparison of 18F-FDG, 68Ga-PSMA-11 and 18F-PSMA-1007 in PET for prostate cancer.
Brazilian Journal of Radiation Sciences,
v. 10,
n. 3B,
p. 1-11,
2022.
DOI:
10.15392/2319-0612.2022.2012
Abstract:
Prostate cancer is the second most incident neoplasm in men, except for non-melanoma skin cancer, and has the second highest mortality rate in Brazil. Early diagnosis increases the chances of cure and enables a less aggressive treatment for the patient. Nuclear Medicine presents effective alternatives for prostate cancer diagnosis, such as Positron Emission Tomography (PET) or PET and Computed Tomography (PET/CT) imaging. The aim of this study is to compare the advantages and disadvantages of the radiopharmaceuticals 18F-FDG, 68Ga-PSMA-11 and 18F-PSMA-1007 used for PET or PET/CT in the diagnosis of this type of cancer. Compared to 18F-FDG, 68Ga-PSMA-11 has some advantages such as its availability by means of generators, the independent production of a cyclotron facility and its theranostic potential. The disadvantages compared to 18F-FDG are the scalability of 18F-FDG production compared to limited generator production. Despite its favorable characteristics, the radiopharmaceutical 18F-FDG has limitations in the diagnosis of some types of tumors, such as prostate cancer. The recently studied radiopharmaceutical 18F-PSMA-1007 has shown potential in the identification of small lesions in cases of prostate cancer and local recurrence. All the favorable and unfavorable aspects of these three radiopharmaceuticals are presented in this work.
Palavras-Chave: antigens; neoplasms; prostate; comparative evaluations; diagnosis; fluorodeoxyglucose; gallium 68; fluorine 18
. Comparison of 18F-FDG, 68Ga-PSMA-11 and 18F-PSMA-1007 in PET for prostate cancer. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 10, n. 3B, p. 1-11, 2022. DOI: 10.15392/2319-0612.2022.2012. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/33508. 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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AGUIAR, A.S.
; LEE, S.M.
; SABUNDJIAN, G.
. Consequence analysis of a Station Blackout in Brazilian nuclear power plant Angra 2.
Brazilian Journal of Radiation Sciences,
v. 10,
n. 3A,
p. 1-14,
2022.
DOI:
10.15392/2319-0612.2022.1918
Abstract:
The article consists, through a Severe Accident, evaluating the impact of radionuclides released into the atmosphere in the vicinity at Nuclear Power Plant. The source term used in present work is obtained by means of proportionality between Angra 1 and Angra 2. That is, the source term of Angra 2 is calculated based on its activity estimated from numbers of fuel pellets of both power plants and the already known activity of Angra 1. This calculation resulted in total activity of Angra 2 equivalent to 146.18% of activity of Angra 1. The results indicate that for severe accident scenarios, the protective measures to be adopted will be general emergency; and the impact area, which currently has a distance of 5 km, would become greater than this value.
Palavras-Chave: angra-2 reactor; nuclear power plants; nuclear fuels; outages; radiation accidents; radionuclide migration
. Consequence analysis of a Station Blackout in Brazilian nuclear power plant Angra 2. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 10, n. 3A, p. 1-14, 2022. DOI: 10.15392/2319-0612.2022.1918. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/33481. 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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SANTOS, G.A.
; SABUNDJIAN, G.
. Consequencia da operacao das bombas de refrigeracao do reator durante um acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura.
In: 2o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR,
24-29 de abril, 1988,
Rio de Janeiro, RJ.
1988.
p. 3-12.
Palavras-Chave: primary coolant circuits; loss of coolant; pumps
. Consequencia da operacao das bombas de refrigeracao do reator durante um acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura. In: 2o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 24-29 de abril, 1988, Rio de Janeiro, RJ. 1988. p. 3-12. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/14769. 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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SANTOS, G.A.
; SABUNDJIAN, G.
.
Consequencia da operacao das bombas de refrigeracao do reator durante um acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura.
1991.
15 p.
Palavras-Chave: angra-1 reactor; reactor accidents; simulation; pumps; loss of coolant; reactor cooling systems
. Consequencia da operacao das bombas de refrigeracao do reator durante um acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura. 1991. 15 p. (.IPEN-PUB-344 ). Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/24659. 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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CONTI, T.N.
; SABUNDJIAN, G.
. Estudo do comportamento do pressurizador do codigo RELAP4.
In: 9o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA,
25-29 de outubro, 1993,
Caxambu, MG.
1993.
p. 367-370.
Palavras-Chave: angra-1 reactor; pressurizers; computer codes; performance
. Estudo do comportamento do pressurizador do codigo RELAP4. In: 9o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, 25-29 de outubro, 1993, Caxambu, MG. 1993. p. 367-370. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/14678. 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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AQUINO, S.; DARTORA, M.M.P.A.; GONCALVES, E.; SABUNDJIAN, G.
; GUEDES, R.L.; FANARO, G.B.; CREDE, R.G.; CORREA, B.; VILLAVICENCIO, A.L.C.H.
. Evaluation of fungal contamination in irradiated phytoterapic.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; ENCONTRO NACIONAL DE APLICACOES NUCLEARES, 7th,
ago. 28 - set. 2, 2005,
Santos, SP.
Anais...
Sao Paulo: ABEN, 2005,
2005.
Palavras-Chave: aspergillus; biological radiation effects; cobalt 60; decontamination; dose rates; experimental data; gamma radiation; medicinal plants; radiation doses
. Evaluation of fungal contamination in irradiated phytoterapic. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; ENCONTRO NACIONAL DE APLICACOES NUCLEARES, 7th, ago. 28 - set. 2, 2005, Santos, SP. Anais... Sao Paulo: ABEN, 2005, 2005. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/18233. 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.
; TORRES, W.M.
; BELCHIOR JUNIOR, A.
; UMBEHAUN, P.E.
; SANTOS, S.C.
; FRANÇA, R.L.
; PRADO, A.C.
; MACEDO, L.A.
; SILVA, A.T. E
; BERRETTA, J.R.
; SABUNDJIAN, G.
. Experiments of loss of coolant in the IEA-R1 reactor.
In: 60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS,
November 28 - December 01, 2017,
São Paulo, SP.
Abstract...
São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares,
2017.
p. 58-58.
Abstract:
The Loss of Coolant Accident (LOCA) has been considered Design Basis Accident
(DBA) for several kind of reactors. The test section for experimental (STAR)
for simulation of LOCA, using the Instrumented Fuel Assembly (IFA) EC-208 was
designed, assembled, commissioned, and used for the experiments at the IEA-R1
Reactor. The experiments were performed for five different levels of fuel uncovering
and two heat decay conditions. The five levels consisted of one total and four partial
uncovering of the IFA. The results obtained for each experiment were the section
level and 13 IFA temperatures. A data acquisition system was used to record the
process parameters. The STAR section has proved to be a very safe and efficient
tool for fuel uncovering experiments to obtain thermal-hydraulic data for research and
development, and for the data to be compared with safety analysis code calculations.
. Experiments of loss of coolant in the IEA-R1 reactor. In: 60 YEARS OF IEA-R1: INTERNATIONAL WORKSHOP ON UTILIZATION OF RESEARCH REACTORS, November 28 - December 01, 2017, São Paulo, SP. Abstract... São Paulo, SP: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, 2017. p. 58-58. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28756. Acesso em: $DATA.Como referenciar este item
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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SABUNDJIAN, G.
; CONTI, T.N.
; MORANDINI, C.J.; ANDRADE, D.A.
. Fuel performance during in LBLOCA in Angra 1 Nuclear Power Plant.
In: TECHNICAL MEETING ON PROGRESS IN DEVELOPMENT AND USE OF COUPLED CODES FOR ACCIDENT ANALYSIS,
Nov. 26-28, 2003,
Vienna, Austria.
2003.
p. 1-11.
Palavras-Chave: loss of coolant; computerized simulation; angra-1 reactor; fuel rods; computer codes; comparative evaluations; reactor safety
. Fuel performance during in LBLOCA in Angra 1 Nuclear Power Plant. In: TECHNICAL MEETING ON PROGRESS IN DEVELOPMENT AND USE OF COUPLED CODES FOR ACCIDENT ANALYSIS, Nov. 26-28, 2003, Vienna, Austria. 2003. p. 1-11. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16431. 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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CABRAL, E.L.L.
; SABUNDJIAN, G.
. Hierarchical expansion method in the solution of the Navier-Stokes equations for incompressible fluids in laminar two-dimensional flow.
In: BATHE, K.J. (Ed.) MIT CONFERENCE ON COMPUTATIONAL FLUID AND SOLID MECHANICS, 1st,
June 12-15, 2001,
Cambridge, MA, USA.
Proceedings...
New York, NY: Elsevier, 2001,
2001.
p. 795-798.
Palavras-Chave: incompressible flow; laminar flow; navier-stokes equations; legendre polynomials; finite element method; galerkin-petrov method
. Hierarchical expansion method in the solution of the Navier-Stokes equations for incompressible fluids in laminar two-dimensional flow. In: BATHE, K.J. (ed.) MIT CONFERENCE ON COMPUTATIONAL FLUID AND SOLID MECHANICS, 1st, June 12-15, 2001, Cambridge, MA, USA. Proceedings... New York, NY: Elsevier, 2001, 2001. p. 795-798. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/15278. 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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MARRA NETO, A.
; SILVA, A.T.
; SABUNDJIAN, G.
; CONTI, T.N.
.
Interligacao do codigos FRAP-T, FRAPCON e RELAP-4 para analise de transientes e acidentes de varetas combustiveis de reatores de agua leve.
1991.
18 p.
Palavras-Chave: reactor accidents; fuel rods; transients; r codes; simulation
. Interligacao do codigos FRAP-T, FRAPCON e RELAP-4 para analise de transientes e acidentes de varetas combustiveis de reatores de agua leve. 1991. 18 p. (.IPEN-PUB-350 ). Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/24651. 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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MARRA NETO, A.
; SILVA, A.T.
; SABUNDJIAN, G.
; CONTI, T.N.
. Interligacao dos codigos FRAP-T, FRAPCON e RELAP4 para analise de transientes e acidentes de varetas combustiveis de reator de agua leve.
In: 7o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA,
26-28 de abril, 1989,
Recife, PE.
1989.
p. 33-44.
Palavras-Chave: computer codes; transients; fuel pins
. Interligacao dos codigos FRAP-T, FRAPCON e RELAP4 para analise de transientes e acidentes de varetas combustiveis de reator de agua leve. In: 7o. ENCONTRO NACIONAL DE FISICA DE REATORES E TERMOHIDRAULICA, 26-28 de abril, 1989, Recife, PE. 1989. p. 33-44. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/14814. 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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CAVINATO, C.C.
; ANDRADE, D.A.
; DIZ, M.D.P.E.; SABUNDJIAN, G.
. Levantamento bibliográfico sobre metodologias para elaboração de um banco de dados da saúde da população em casos de ocorrências de câncer.
Brazilian Journal of Radiation Sciences,
v. 3,
n. 1A,
p. 1-14,
2015.
DOI:
10.15392/bjrs.v3i1A.79
Abstract:
As fontes alternativas de energia, incluindo a nuclear, apresentam vantagens com relação às externalidades, as quais podem ser identificadas e relacionadas com o termo, custo ambiental. Este termo, por sua vez, é uma externalidade negativa, que de alguma forma prejudica o meio ambiente e é convertida em termos econômicos, para então poder ser comparada aos demais custos de uma ação e/ou empreendimento. A fim de efetuar os cálculos em questão, são utilizados alguns softwares específicos, os quais possibilitam a conversão dos danos em termos econômicos e a inclusão do custo ambiental na análise de custo de determinado projeto. Uma das dificuldades encontradas na utilização destes softwares tem sido com relação a alguns dados de entrada, como por exemplo, os relativos à saúde da população em torno da instalação nuclear, que são muito deficientes. O objetivo deste trabalho é fazer um levantamento teórico correspondente às metodologias existentes e utilizadas para a elaboração de banco de dados de saúde pública no Brasil. A partir das metodologias encontradas para a formação deste tipo de banco de dados, posteriormente será desenvolvida uma metodologia focando na saúde (câncer fatal e não fatal) da população circunvizinha a uma instalação nuclear, para fins de cálculo do custo ambiental da mesma. Essa será aplicada ao público interno do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), como um pré-teste, para aquisição das informações de saúde desejadas.
Palavras-Chave: computer codes; data acquisition; information; neoplasms; nuclear facilities; public health; brazilian organizations; data processing; diseases; national organizations; processing; brazilian cnen
. Levantamento bibliográfico sobre metodologias para elaboração de um banco de dados da saúde da população em casos de ocorrências de câncer. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 3, n. 1A, p. 1-14, 2015. DOI: 10.15392/bjrs.v3i1A.79. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31142. 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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MOURA, T.F. de
; COELHO, T.S.
; SABUNDJIAN, G.
. Metodologia para elaboração de um banco de dados baseado nos números de casos de câncer fatal e não fatal da população IOE de instalações radioativas.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE,
November 29 - December 2, 2021,
Online.
Proceedings...
Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear,
2021.
Palavras-Chave: neoplasms; nuclear facilities; occupational exposure; protective clothing; radiation protection; data acquisition
. Metodologia para elaboração de um banco de dados baseado nos números de casos de câncer fatal e não fatal da população IOE de instalações radioativas. 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/123456789/32508. 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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CONTI, T.N.
; SOUZA, A.L.
; SABUNDJIAN, G.
.
Metodologia simplificada para analise da contencao de Angra 1.
1991.
12 p.
Palavras-Chave: angra-1 reactor; reactor safety; loss of coolant; simulation; r codes; c codes; comparative evaluations
. Metodologia simplificada para analise da contencao de Angra 1. 1991. 12 p. (.IPEN-PUB-342 ). Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/24648. 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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CONTI, T.N.
; SOUZA, A.L.
; SABUNDJIAN, G.
. Metodologia simplificada para analise da contencao de Angra-I.
In: 2o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR,
24-29 de abril, 1988,
Rio de Janeiro, RJ.
1988.
p. 13-20.
Palavras-Chave: angra-1 reactor; loss of coolant; computer calculations; comparative evaluations
. Metodologia simplificada para analise da contencao de Angra-I. In: 2o. CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 24-29 de abril, 1988, Rio de Janeiro, RJ. 1988. p. 13-20. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/13034. 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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ANDRADE, D.A.
; SABUNDJIAN, G.
. Modelagem do circuito primario de Angra 2 com o codigo RELAP5/MOD3.2.2G.
In: REGIONAL CONGRESS ON RADIATION PROTECTION AND SAFETY, 5th, REGIONAL IRPA CONGRESS,
Apr. 29 - May 4, 2001,
Recife, PE.
Proceedings...
Recife: SBPR, 2001,
2001.
Palavras-Chave: reactor accidents; computerized simulation; r codes; reactor components; angra-2 reactor; safety analysis; thermal hydraulics; steady-state conditions; transients
. Modelagem do circuito primario de Angra 2 com o codigo RELAP5/MOD3.2.2G. In: REGIONAL CONGRESS ON RADIATION PROTECTION AND SAFETY, 5th, REGIONAL IRPA CONGRESS, Apr. 29 - May 4, 2001, Recife, PE. Proceedings... Recife: SBPR, 2001, 2001. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/15226. 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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ROCHA, R.T.V.; ANDRADE, D.A.
; SABUNDJIAN, G.
; BELCHIOR JUNIOR, A.
; UMBEHAUN, P.E.
; TORRES, W.M.
. Modelagem do nucleo do reator IEA-R1 com o codigo RELAP5.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA E REATORES THERMAL HIDRAULICA, 14th,
ago. 28 - set. 2, 2005,
Santos, SP.
Anais...
Sao Paulo: ABEN, 2005,
2005.
Palavras-Chave: boundary conditions; c codes; computerized simulation; fuel elements; iear-1 reactor; p codes; power distribution; r codes; reactor cores; reactor shutdown; temperature measurement; time dependence; validation
. Modelagem do nucleo do reator IEA-R1 com o codigo RELAP5. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA E REATORES THERMAL HIDRAULICA, 14th, ago. 28 - set. 2, 2005, Santos, SP. Anais... Sao Paulo: ABEN, 2005, 2005. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/17627. 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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ANGELO, G.; ANDRADE, D.A.
; ANGELO, E.; TORRES, W.M.
; SABUNDJIAN, G.
; MACEDO, L.A.
; SILVA, A.F.
. A numerical and three-dimensional analysis of steady state rectangular natural circulation loop.
Nuclear Engineering and Design,
v. 244,
p. 61-72,
2012.
Palavras-Chave: reactor safety; natural convection; fluid flow; thermal analysis; numerical solution; three-dimensional calculations
. A numerical and three-dimensional analysis of steady state rectangular natural circulation loop. Nuclear Engineering and Design, v. 244, p. 61-72, 2012. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/4258. 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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PALADINO, P.A.
; BIATY, F.P.
; JULIAO, A.P.; SABUNDJIAN, G.
. PLATAGAM: a video game structured as a didactical material for divulgation of some of the benefits of the Gamma Radiation produced in the Cobalt-60 Multipurpose Irradiator at IPEN’s facilities.
Brazilian Journal of Radiation Sciences,
v. 10,
n. 3A,
p. 1-17,
2022.
DOI:
10.15392/2319-0612.2022.1851
Abstract:
This paper aimed at the conception and implementation of a platform video game designed to make known some of the benefits of the use of Gamma Radiation produced in the Cobalt-60 Multipurpose Irradiator, built with Brazilian technology at IPEN’s facilities. Unity 3D game engine and some other software for image editing were used. Four missions await the player, illustrating the following benefits of gamma radiation irradiation: on foods and beverages to retard deterioration and interrupt microorganisms proliferation; on tilapias, which skins are used in bandages for burns; on surgical materials as a sterilization procedure; and, finally, on museum items, for eradication of plagues on the collection. The authors hope that the offering of this didactic material will aid some effective Science Learning, mainly about pacific uses of Nuclear Technology.
Palavras-Chave: gamma radiation; food processing; irradiation; cobalt 60; ipen-mb-1 reactor; educational facilities; document types
. PLATAGAM: a video game structured as a didactical material for divulgation of some of the benefits of the Gamma Radiation produced in the Cobalt-60 Multipurpose Irradiator at IPEN’s facilities. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 10, n. 3A, p. 1-17, 2022. DOI: 10.15392/2319-0612.2022.1851. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/33483. 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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BIATY, P.A.P.; SABUNDJIAN, G.
. Pre-processador para o codigo RELAP5, programa de analise de acidentes termo-hidraulicos de reatores nucleares, utilizando a ferramenta Microsoft MS-EXCEL.
In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA E REATORES THERMAL HIDRAULICA, 14th,
ago. 28 - set. 2, 2005,
Santos, SP.
Anais...
Sao Paulo: ABEN, 2005,
2005.
Palavras-Chave: angra-2 reactor; computerized simulation; experimental data; loss of coolant; m codes; r codes; reactor licensing; thermal hydraulics; transients
. Pre-processador para o codigo RELAP5, programa de analise de acidentes termo-hidraulicos de reatores nucleares, utilizando a ferramenta Microsoft MS-EXCEL. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; ENCONTRO NACIONAL DE FISICA E REATORES THERMAL HIDRAULICA, 14th, ago. 28 - set. 2, 2005, Santos, SP. Anais... Sao Paulo: ABEN, 2005, 2005. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/17639. 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
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,
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.
✔ 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.