Navegação IPEN por Revista "Progress in Nuclear Energy"

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  • IPEN-DOC 15791

    SOUZA, CARLA D.; ROSTELATO, MARIA E.C.M. ; ZEITUNI, CARLOS A. ; MOURA, JOAO A.; MOURA, EDUARDO S.; FONSECA, KATIA ; FEHER, ANSELMO . Analysis of the necessary radioprotection procedures in manufacture of iodine-125 sources used in brachytherapy: A preliminary study. Progress in Nuclear Energy, v. 53, n. 1, p. 66-72, 2011.

    Palavras-Chave: neoplasms; prostate; brachytherapy; iodine 125; radiation source implants; radiation protection; dosimetry

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  • IPEN-DOC 04214

    DIAS, M.S. ; JOHNSON, R.G.. CARLO DTS: a Monte Carlo code for the dual thin scintillator neutron detector. Progress in Nuclear Energy, v. 24, p. 295-304, 1990.

    Palavras-Chave: monte carlo method; scintillation counters; c codes

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  • IPEN-DOC 22420

    SOUZA, CARLA D. ; ROSTELATO, MARIA E.C.M. ; ZEITUNI, CARLOS A. ; PELEIAS JUNIOR, FERNANDO S. ; BENEGA, MARCOS A.G. ; MOURA, JOAO A. ; FEHER, ANSELMO ; COSTA, OSVALDO L. ; TIEZZI, RODRIGO ; RODRIGUES, BRUNA T. ; SILVA, THAIS H. da ; SORGATTI, ANDERSON ; SOUZA, DAIANE C.B. de . Comparing different methods for radioactive iodine fixation intended for brachytherapy sources manufacture. Progress in Nuclear Energy, v. 90, p. 175-181, 2016.

    Palavras-Chave: comparative evaluations; radioactivity; iodine; brachytherapy; neoplasms; prostate; iodine 125

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  • IPEN-DOC 25755

    STEFANI, GIOVANNI L. de ; MOREIRA, JOAO M.L.; MAIORINO, JOSE R.; ROSSI, PEDRO C.R.. Detailed neutronic calculations of the AP1000 reactor core with the Serpent code. Progress in Nuclear Energy, v. 116, p. 95-107, 2019. DOI: 10.1016/j.pnucene.2019.03.030

    Abstract: In this work we present some validation results for reactor core modeling with the Serpent code performed for the first cycle of the AP1000 reactor. The comparison with reported values of the assembly k∞ for cold zero-power condition showed a discrepancy of 0.29%. The kef for full-core static and burnup calculations of the very heterogeneous AP1000 reactor core also presented good agreement with reported values. The kef for states with uniform fuel and moderator temperature distributions showed discrepancies below 0.91%. The boron worth curve obtained from burnup calculations with the Serpent code model results reproduced very well literature results despite using uniform temperature distributions in the modeling. In addition we discuss shadowing effects among burnable absorber rods (IFBA and Pyrex) and control rods which are, together with soluble boron, the control means throughout the first cycle. For instance, the presence of 9 Pyrex rods in an assembly decreased the average reactivity worth of one IFBA rod from 147 pcm to 33 pcm; and the presence of 28 IFBA rods in an assembly decreased the average reactivity worth of one Pyrex rod from 631 pcm to 277 pcm. The reactivity worth of a black control rod reduces about 20% when 28 IFBA rods are inserted in the fuel assembly.

    Palavras-Chave: calculation methods; monte carlo method; reactivity; reactors; westinghouse standard reactor; fuel cells; fuel assemblies

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  • IPEN-DOC 17840

    SILVA, MARIO A.B. da; LIRA, CARLOS A.B. de O.; BARROSO, ANTONIO C. de O. . Determination of a test section parameters for IRIS nuclear reactor pressurizer. Progress in Nuclear Energy, v. 53, n. 8, p. 1181-1184, 2011.

    Palavras-Chave: boron; experimental data; froude number; natural convection; pressurizers; primary coolant circuits; pwr type reactors; reactor safety; reactor safety experiments; temperature dependence; time dependence; vaporization heat

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  • IPEN-DOC 07374

    DEL MASTRO, N.L. . Development of food irradiation in Brazil. Progress in Nuclear Energy, v. 35, n. 3/4, p. 229-248, 1999.

    Palavras-Chave: food; irradiation; brazil; ionizing radiations; food processing; radurization; radappertization; radicidation; food industry; storage life; radiation effects; viscosity; gamma radiation; cobalt 60

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  • IPEN-DOC 23162

    DURAZZO, M. ; SOUZA, J.A.B. ; CARVALHO, E.F.U. de ; RIELLA, H.G. . Effect of porosity on the manufacturing of U3O8-Al dispersion fuel plates. Progress in Nuclear Energy, v. 99, p. 49-58, 2017. DOI: 10.1016/j.pnucene.2017.05.001

    Abstract: The pore volume present in the starting fuel meat of dispersion fuel plates influences the behavior of its deformation during the fuel plate fabrication by rolling to a great extent. This study was carried out to investigate the influence of pore content in the starting fuel meat on the manufacturing of aluminum-base dispersion fuel plates. Factors that affect the residual porosity present in the meat of the fuel plate were investigated. Results showed that the residual pore volume of aluminum-base dispersion-type U3O8-Al fuel plates depends on the characteristics of the starting fuel meat, which is fabricated by pressing. The residual pore volume depends on the U3O8 concentration. For a particular U3O8 concentration, the rolling process establishes a constant pore volume, which is called equilibrium porosity. The equilibrium porosity is insensitive to the initial pore volume present in the starting fuel meat. The research showed that fuel meat integrity was greatly influenced by the initial porosity of the fuel meat. U3O8-Al dispersion fuel plates were successfully fabricated with uranium loading above 3.0 gU/cm(3). This uranium loading is equivalent to the one used in the U3Si2-Al dispersion fuel, currently operating at the lEA-R1 research reactor of the Nuclear and Energy Research Institute - IPEN/CNEN-SP. The U3O8-Al dispersion fuel can substitute the silicide fuel with advantages such as lower price and simpler manufacturing process.

    Palavras-Chave: dispersions; fuel plates; iear-1 reactor; manufacturing; meat; oxidation; uranium oxides u3o8; porosity

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  • IPEN-DOC 29094

    FREITAS, ARTUR C. de ; COSTA, DIOGO R.; JARDIM, PAULA M.; LEAL NETO, RICARDO M. ; CARVALHO, ELITA F.U. de ; DURAZZO, MICHELANGELO . Effects of aluminum distearate addition on UO2 sintering and microstructure. Progress in Nuclear Energy, v. 153, p. 1-12, 2022. DOI: 10.1016/j.pnucene.2022.104440

    Abstract: Uranium dioxide (UO2) is widely used as a fuel in commercial nuclear light-water reactors (LWRs). Rigorous control of density, pore, and grain size of UO2 pellets are important prerequisites for fuel performance. Solid lubricants, frequently used in pellets manufacturing, minimize structural defects on compaction such as cracks and end-capping, promoting grain growth during sintering. This work presents and discusses the effects of the aluminum distearate (ADS) addition on the sintering behavior and microstructure of UO2 fuel pellets. UO2 and UO2-0.2wt% ADS pellets were sintered at 1760 °C for 5.7 h for comparison purposes. The results show that the densification rate increases using the solid lubricant, but the shrinkage is lowered by 0.7% due to low homogenization. The average grain size was increased by about 35% during sintering. Based on our results and a literature review, a mechanism for grain growth by aluminum addition is proposed.

    Palavras-Chave: uranium dioxide ; nuclear fuels; nuclear fuels; reactors; fuel pellets; aluminium; sintering; grain growth

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  • IPEN-DOC 14532

    BOTELHO, DAVID A.; SAMPAIO, PAULO A.B. de; MOREIRA, MARIA de L.; BARROSO, ANTONIO C.O. . Fractional scaling method applied to a pressurizer test facility. Progress in Nuclear Energy, v. 52, n. 3, p. 258-267, 2010.

    Palavras-Chave: compressibility; flow rate; heat transfer; numerical data; nusselt number; pressure dependence; pressurizers; reactor safety; scale models; surges; test facilities; transients

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  • IPEN-DOC 28149

    DURAZZO, MICHELANGELO ; CONTURBIA, GIOVANNI L.C.R. ; CARVALHO, ELITA F.U. de . Increasing productivity in the manufacture of UAl2–Al dispersion-plate targets for Mo-99 production. Progress in Nuclear Energy, v. 140, p. 1-9, 2021. DOI: 10.1016/j.pnucene.2021.103920

    Abstract: Molybdenum-99 is the most important isotope because its daughter isotope, technetium-99 m, has been the most widely used medical radioisotope. The primary method employed to produce Mo-99 derives from the fission of U-235 incorporated in so-called irradiation targets. Pushed by the international Mo-99 crisis that occurred in 2009/2010, Brazil has decided to construct a new research reactor, the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB), to produce this vital radioisotope to meet the Brazilian domestic demand. As part of this effort, it has been developed the process for manufacturing the target to be used in the production of Mo-99 by nuclear fission. The low enriched uranium (LEU) aluminide with the predominant phase UAl2 was the starting material. The picture-frame technique was used to clad UAl2–Al briquette with aluminum to obtain plate-type targets. It was developed an innovative method that allows increasing the productivity of this type of target based on multi-core rolling. A thermomechanical treatment was designed to get targets composed basically of a mixture of UAl3/UAl4 that are the required phases for a proper radiochemical dissolution after irradiation. The manufacturing process proved to be suitable for domestic production of targets, fulfilling the specification to produce Mo-99 in the Brazilian Multipurpose Reactor.

    Palavras-Chave: radioisotopes; targets; plates; molybdenum 99; enriched uranium; fabrication

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  • IPEN-DOC 15782

    SEVERIANO, LUCIO C.; LAHR, FRANCISCO A.R.; BARDI, MARCELO A.G.; SANTOS, ALEX C.; MACHADO, LUCI D.B. . Influence of gamma radiation on properties of common Brazilian wood species used in artwork. Progress in Nuclear Energy, v. 52, n. 8, p. 730-734, 2010.

    Palavras-Chave: archaeological specimens; cobalt 60; dose rates; dose-response relationships; gamma radiation; preservation; radiation effects; radiodisinfestation; thermal gravimetric analysis; wood

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  • IPEN-DOC 24717

    CARDOZO, N.X. ; OMI, N.M. ; AMBIEL, J.J. ; FEHER, A. ; NAPOLITANO, C.M. ; SOMESSARI, S.L. ; CALVO, W.A.P. . Irradiation system for production of gaseous radioisotopes used as tracers in industrial process measurements. Progress in Nuclear Energy, v. 107, p. 10-16, 2018. DOI: 10.1016/j.pnucene.2018.04.010

    Abstract: The use of radioisotopes as radiotracers is considered the most important in diagnosing operation and troubleshooting of industrial process plants in chemical and petrochemical companies. They are used in analytical procedures to obtain qualitative and quantitative data systems, in physical and physicochemical studies transfers. In the production of gaseous radioisotopes used as tracers in industrial process measurements, argon-41 (41Ar) and krypton-79 (79Kr) stand out because each has low reactivity with other chemical elements. 41Ar is a transmitter range with high-energy (1.29 MeV) and a high percentage of this energy transformation (99.1%), resulting in relatively small quantities required in relation to the other, for an efficient detection, even in large thicknesses components. Nowadays, the production of gaseous radioisotopes in nuclear research reactors is performed in small quantities (batches), through quartz ampoules containing natural gas 40Ar or 78Kr. In this sense, the aim of this study is to develop an irradiation system for gaseous radioisotope production in continuous scale, applied in industrial applications of emission tomography and flow measurement. The irradiation system may produce 41Ar with activity of 7.4×1011 Bq (20 Ci) per irradiation cycle, through the Reactor IEA-R1 with 4.5MW and average thermal neutron flux of 4.71×1013 ncm−2s−1 to meet an existing demand in NDT and inspections companies, and even needed by the Radiation Technology Centre, at IPEN/CNEN-SP. The irradiation system consists of an aluminium irradiation capsule, transfer lines, needle valves, ringed connections, quick connectors, manometer, vacuum system, dewar, lead shielding, storage and transport cylinders, among other components. The irradiation system was approved in the leakage and stability tests (bubble test, pressurization, evacuation and with leak detector equipment SPECTRON 600 T). In the experimental production obtaining 1.07×1011 Bq (2.9 Ci) of 41Ar, alanine dosimeters were distributed into various components of the irradiation system. In addition, exposure rates were determined in the lead shielding wall, in which the liquefied radioactive gas was concentrated, and in the storage and transport cylinders after 41Ar was transferred by the portable radiation meter Teletector® Probe 6150 AD-t/H.

    Palavras-Chave: radioisotopes; isotope production; argon 41; irradiation capsules; neutron flux; thermal neutrons; reactivity; research reactors

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  • IPEN-DOC 06204

    SCHWAB, C.; DAMIAO, A.J.; SILVEIRA, C.A.B.; NERI, J.W.; DESTRO, M.G.; RODRIGUES, N.A.S.; RIVA, R.. Laser techniques applied to isotope separation of uranium. Progress in Nuclear Energy, v. 33, n. 1/2, p. 217-264, 1998.

    Palavras-Chave: brazil; laser isotope separation; laser spectroscopy; isotope separation; spectral shift; metal vapor lasers; uranium; photoionization; experimental data

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  • IPEN-DOC 19641

    MOURA, JOAO A.; SOUZA, CARLA D. de; ROSTELATO, MARIA E.C.M. ; MOURA, EDUARDO S. de; SPRENGER, FRANCISCO E. ; NAGATOMI, HELIO R.; ZEITUNI, CARLOS A. ; FEHER, ANSELMO ; MANZOLI, JOSE E.. Leakage test methodology development in iodine-125 seeds production. Progress in Nuclear Energy, v. 62, p. 79-82, 2013.

    Palavras-Chave: brachytherapy; iodine 125; sealed sources; prostate; radiation source implants; leak testing; titanium; tubes; standardization

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  • IPEN-DOC 13217

    TERREMOTO, L.A.A. ; SEERBAN, R.S.; ZEITUNI, C.A. ; SILVA, J.E.R. da ; TEIXEIRA e SILVA, A. ; CASTANHEIRA, M. ; LUCKI, G.; DAMY, M. de A. ; TEODORO, C.A. . A model for release of fission products from a breached fuel plate under wet storage. Progress in Nuclear Energy, v. 50, p. 818-827, 2008.

    Palavras-Chave: research reactors; fuel elements; fuel plates; fission products; wet storage; burnup; cesium 137; fuel assemblies; fuel element failure; iear-1 reactor; inspection; spent fuel elements; spent fuel storage

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  • IPEN-DOC 19663

    REIS JUNIOR, JOSE S.B.; BARROSO, ANTONIO C.O. ; MENEZES, MARIO O. . New insights on modeling news dissemination on nuclear issues. Progress in Nuclear Energy, v. 69, p. 35-43, 2013.

    Palavras-Chave: computer calculations; computerized simulation; emergency plans; energy models; hypothetical accidents; numerical analysis; reactor accident simulation; reactor accidents; reactor safety

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  • IPEN-DOC 17388

    MORA, MARIANO V.; PADILLA, ALBERTO G.; PALOMINO, JOSE L.C.; TERREMOTO, LUIS A.A. . Nondestructive burnup measurements by gamma-ray spectroscopy on spent fuel elements of the RP-10 research reactor. Progress in Nuclear Energy, v. 53, n. 4, p. 344-353, 2011.

    Palavras-Chave: research reactors; rp-10 reactor; gamma spectroscopy; fission products; spent fuel elements; cesium 137; burnup; nondestructive analysis

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  • IPEN-DOC 13192

    MATTAR NETO, M. ; CRUZ, J.R.B.; JONG, R.P. de. On the structural integrity assessment of cracked piping of PWR nuclear reactors primary systems. Progress in Nuclear Energy, v. 50, p. 800-817, 2008.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; fracture mechanics; cracks; pipes

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  • IPEN-DOC 12259

    TEIXEIRA e SILVA, A. ; MATTAR NETO, MIGUEL ; MOURAO, R.P.; SILVA, L.L.; LOPES, C.C.; SILVA, M.C.C.. Options for the interim storage of IEA-R1 research reactor spent fuels. Progress in Nuclear Energy, v. 50, n. 7, p. 836-844, 2008.

    Palavras-Chave: brazil; ponds; research reactors; spent fuel storage; spent fuels; waste storage

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  • IPEN-DOC 24337

    COTA, STELA; HIROMOTO, GORO ; GHARBIEH, HEIDAR; SILVA, AURELIO. Preliminary post-closure safety assessment for a borehole-type repository for disused sealed radioactive sources in Brazil. Progress in Nuclear Energy, v. 103, p. 74-80, 2018. DOI: 10.1016/j.pnucene.2017.11.005

    Abstract: Brazil has a relatively large inventory of disused sealed radioactive sources (DSRSs). Until now, no decision has yet been made about the final destination of this category of radioactive wastes, although a repatriation of a small fraction of these sources comprising mainly neutron and high activity sources was already carried out. Borehole type repositories are one disposal solution considered for DSRSs in Brazil. This paper addresses a preliminary post-closure safety assessment for such a facility, using the borehole disposal concept (BDC) applied to different geological conditions and a range of projected inventories. Results from running the AMBER code considering deterministic and stochastic approaches showed that Am-241 is the main source of potential concern in order to comply with the effective dose constraint of 0.3 mSv/y and allowed the establishment of the relation between the maximum Am-241 inventory and the hydraulic conductivity of the geosphere.

    Palavras-Chave: safety; boreholes; brazil; abandoned shafts; radioactive wastes; sealed sources; radioactive waste disposal

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Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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Ano de publicação: 2015

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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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