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  • IPEN-DOC 26345

    MADEIRA, ALZIRA A.; PEREIRA, LUIZ C.M.; SABUNDJIAN, GAIANE . An Angra 2 LBLOCA simulation model for RELAP5MOD3.3 code with uncertainty analysis. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4476-4502.

    Abstract: This paper describes the activities related to the work planned within Project BRA3.01/12 between CNEN and the European Community, relatively to its Task 2.1 (independent uncertainty quantification and sensitivity analysis utilizing the computational tool SUSA for the calculus related to LOCA simulation for licensing matter). SUSA software has been applied to the reference case, a double-ended LBLOCA in Angra 2, simulated with a RELAP5 code nodalization developed by the thermal hydraulic technicians of CNEN and its research institutes. This original nodalization has been improved for the development of the main objective of Task 2.1. The recommendations that our European counterparts provided on the last workshop, held at CNEN in Rio de Janeiro from January 28th to February 2nd, 2018, have been implemented as far as feasible.

    Palavras-Chave: angra-2 reactor; boundary conditions; cladding; data covariances; lbloca; pressure vessels; r codes; reactor accident simulation; reactor cores; s codes; steady-state conditions

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  • IPEN-DOC 26360

    GOMES, DANIEL de S. ; STEFANI, GIOVANNI L. de ; OLIVEIRA, FABIO B.V. de . Analysis of a pressurized power reactor using thorium mixed fuel under regular operation. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4996-5009.

    Abstract: This work discusses a parametric study applied to nuclear power generation based on a mixed fuel formed by the composition of thorium-uranium oxide (Th-U)O2. Also, approached in this study the physical neutrons models of a fuel system composed of ThO2 75 wt% and UO2 25 wt%, with 19.5% enrichment of U-235. The thermodynamic features of the thorium-uranium fuel system compared with the properties of uranium dioxide. Thorium-based fuel operating extended fuel cycles reach of over 80 GWd/MTU in a pressurized water reactor (PWR). Homogenous distribution of thorium-based fuel, used on the reactor core, could reduce Pu-239, once U-233 production capacity dependent on Th-232 replacing U-238 in the fuel matrix. The mixed oxide fuel has a lower buildup of Pu-239, causing the linear heat rate distribution slope to flatten and lowering fuel porosity. The release of gaseous fission products models for (Th-U)O2 could have different diffusion coefficients when compared to uranium oxide models. Besides, resulting in lower thermal gradients than UO2 and a reduction in fuel swelling. This parametric study reviews the aspects of radioactive decay chains of uranium and thorium. It founded the simulation using approved nuclear codes, such as SERPENT for neutron physics calculations and the FRAPCON code, which defines the licensing process. The results show that thoria based fuel has a higher performance than UO2 fuel in regular operation and can improve safety margins.

    Palavras-Chave: comparative evaluations; enthalpy; f codes; mixed oxide fuels; performance; pwr type reactors; s codes; thermal conductivity; thorium; uranium oxides

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  • IPEN-DOC 26357

    LIMA, LEONARDO S.; MELO, CAIO; FARIA, DANILO P.; BERRETA, JOSE; ABATI, AMANDA ; GIOVEDI, CLAUDIA . Analysis of stresses acting on the internal and external surfaces of fuel rod of a pressurized water reactor using computational simulation. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2019. p. 4950-4961.

    Abstract: During operation of a Pressurized Water Reactor, the cladding of the fuel rod is subjected to various loads, such as: temperature, internal pressure, and external pressure which generate dimensional and geometric variations in the cladding tube. In the fuel rod, at the operating temperature, the internal pressure comes from the initial pre-pressurizing with Helium gas and the release of fission gases by the UO2 pellets during the irradiation. The external pressure is assumed to be the same as that of the coolant. In this paper, it was proposed the study of a mathematical model for computational simulation using the Finite Element Method to calculate and analyze the mechanical stresses acting on the internal and external surfaces of the fuel rod, adopting the normal operating condition, at 0 W of power. The boundary conditions, such as temperature and pressure profile, come from a modified version of a fuel performance code, considering as cladding material an iron-based alloy (austenitic stainless steel). The fuel rod was modeled and simulated using the Solidworks and ANSYS softwares, respectively. The values of the stresses acting on the cladding tube obtained by simulation were compared to the values obtained by analytical calculation. Then, it was checked the consistency of the adopted mathematical model, in order to ensure the reliability of the computational simulation as a tool to evaluate the stresses acting on the internal and external surfaces of the fuel rod under a PWR environment.

    Palavras-Chave: a codes; austenitic steels; boundary conditions; cladding; computerized simulation; finite element method; fuel rods; iron alloys; pwr type reactors; s codes; stresses

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  • IPEN-DOC 20518

    PESQUEIRA, E.I.O.; PESQUEIRA, D.S.; ROSSI, J.R.. Análise de microestruturas de implantes dentários sem e com diferentes tipos de tratamentos de superfície por subtração. In: CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA E CIÊNCIA DOS MATERIAIS, 21., 9-13 de novembro, 2014, Cuiabá, MT. Resumo... 2014. p. 5977.

    Palavras-Chave: dentistry; implants; microstructure; morphology; surfaces; therapy; s codes; spectroscopy; biological materials; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 18599

    NISHIYAMA, PEDRO J.B. de O. . Análises neutrônica e termo-hidráulica de um dispositivo para irradiação de alvos tipo LEU de UAlsub(x-)Al para produção de sup(99)Mo no reator IEA-R1 / Neutronic and thermal-hydraulic analysis of a device for irradiation of LEU UAlsub(x-)Al targets for de sup(99)Mo production in the IEA-R1 reactor . 2012. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 107 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. DOI: 10.11606/D.85.2012.tde-07032013-093646

    Abstract: Tecnécio-99m (99mTc), o produto de decaimento do molibdênio-99 (99Mo), é um dos radioisótopos mais utilizados na medicina nuclear, abrangendo cerca de 80% de todos os procedimentos de radiodiagnóstico médico pelo mundo. Atualmente o Brasil necessita de uma quantidade de aproximadamente 450 Ci de 99Mo por semana. Devido à crise e à escassez em seu fornecimento que vem sendo observada no cenário mundial desde 2008, o IPEN decidiu desenvolver um projeto próprio para produção de 99Mo através da fissão do urânio-235. O objetivo deste trabalho de dissertação foi desenvolver cálculos neutrônicos e temo-hidráulicos para avaliar a segurança operacional de um dispositivo para produção de 99Mo a ser irradiado no núcleo do reator IEA-R1. Neste dispositivo serão alojados dez alvos do tipo dispersão de UAlx-Al com baixo enriquecimento de urânio (LEU) e densidade de 2,889 gU/cm³. Para o cálculo neutrônico foram utilizados os programas computacionais HAMMER-TECHNION e CITATION e as temperaturas máximas atingidas nos alvos foram calculadas com o código MTRCR-IEAR1. Os cálculos demonstram que a irradiação do dispositivo deverá ocorrer sem consequências adversas à operação do reator. A quantidade total de 99Mo foi calculada com o programa SCALE e considerando que o tempo necessário para o processamento químico e recuperação do 99Mo será de cinco dias após a irradiação, teremos disponível para distribuição uma atividade de 99Mo de 176 Ci para 3 dias de irradiação, 236 Ci para 5 dias de irradiação e 272 Ci para 7 dias de irradiação dos alvos.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; slightly enriched uranium; isotope production; molybdenum 99; neutrons; thermal hydraulics; thermal analysis; s codes

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  • IPEN-DOC 09343

    ABE, A. ; YAMAGUCHI, M. ; SANTOS, A.; MENDONCA, A.G. . Avaliacao do sistema SCALE 4.4a no Reator IPEN/MB-01. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 4, n. 2, p. 245-252, 2002.

    Palavras-Chave: zero power reactors; ipen-mb-1 reactor; criticality; s codes; computer codes; evaluated data; validation

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  • IPEN-DOC 08690

    ABE, A. ; YAMAGUCHI, M. ; SANTOS, A.; MENDONCA, A.G. . Avaliacao do sistema SCALE 4.4a no Reator IPEN/MB-01. 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: zero power reactors; ipen-mb-1 reactor; criticality; s codes; computer codes; evaluated data; validation

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  • IPEN-DOC 21716

    SILVA, LUANA de A.; SOARES, FABIO R.; SEO, EMILIA S.M. . Avaliação do ciclo de vida do processo biodigestão anaeróbia dos resíduos sólidos urbanos para geração de energia / life cycle assessment of the anaerobic digestion process of municipal solid waste for power generation. InterfacEHS - Saude, Meio Ambiente e Sustentabilidade, v. 10, n. 1, p. 125-140, 2015.

    Palavras-Chave: solid wastes; municipal wastes; anaerobic digestion; environmental impact statements; life cycle assessment; power generation; s codes; t codes

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  • IPEN-DOC 21355

    MENZEL, F.; SABUNDJIAN, G. ; STECHER, L.C.; CAVALIERI, T.. Calculating the environmental cost of the nuclear power plants Angra 1, 2 and 3 using the program SIMPACTS. In: PROCEEDINGS OF THE INTERNATIONAL YOUTH CONFERENCE ON ENERGY, 5th, May 27-30, 2015, Pisa, Italy. Proceedings... 2015.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; decision making; cost; environmental impact statements; s codes

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  • IPEN-DOC 20851

    SANTOS, DIOGO F. dos . Caracterização dos campos neutrônicos obtidos por meio de armadilhas de nêutrons a partir da utilização de água pesada (D2O) no interior do núcleo do reator nuclear IPEN/MB-01 / Characterization of the neutronic fields obtained by means of flux traps from heavy water (D2O) inside the core of the IPEN/MB-01 nuclear reactor . 2015. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 2018 p. Orientador: Ulisses d'Ultra Bitelli. DOI: 10.11606/D.85.2015.tde-22052015-135739

    Abstract: Os experimentos realizados e apresentados nesta dissertação resultaram na caracterização neutrônica de núcleos na configuração cilíndrica com 30 varetas combustíveis de diâmetro com um espaço, criado pela retirada de 16 varetas centrais, preenchido com água leve (H2O) ou água pesada (D2O) no reator nuclear de pesquisa IPEN/MB-01. Nestes núcleos, efetuou-se experimentos de correlação de canais nucleares, calibração de barras de controle e irradiação de detectores de ativação de diversos materiais em forma de folhas, cujas faixas energéticas de atuação abrangem grande parte do espectro de nêutrons do núcleo do reator, para a obtenção de parâmetros nucleares, como excessos de reatividade, reatividades totais, atividades saturadas por núcleo alvo, razões espectrais, razões de cádmio e fluxo de nêutrons multigrupo. Com a irradiação de fios de ativação de ouro na parte radial foram obtidas as formas espaciais dos fluxos de nêutrons térmicos e epitérmicos. Os resultados mostraram as características espectrais dessa nova configuração com o espaço das 16 varetas combustíveis preenchido com os dois materiais moderadores. No espaço com a água leve houve um aumento significativo de 294% do fluxo de nêutrons térmicos em comparação com a configuração padrão retangular de 28×26 varetas combustíveis. Com a água pesada aumentou-se a reatividade do sistema com ρ = (783 ± 54) pcm a mais de excesso de reatividade que na configuração com água leve. Os resultados calculados foram simulados nos códigos computacionais MCNP5, SANDBP e CITATION, onde se obtiveram resultados acurados e precisos para as atividades saturadas por núcleo alvo, as distribuições energéticas e espaciais dos fluxos de nêutrons da parte ativa e de parte do refletor e as comparações diretas das seções de choque entre as razões espectrais experimentais e calculadas.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; reactor cores; neutron flux; spatial distribution; cylindrical configuration; fuel rods; activation analysis; thermal neutrons; heavy water; simulation; m codes; s codes; c codes; water cooled reactors

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  • IPEN-DOC 19999

    MENZEL, FRANCINE . Cálculo de custo ambiental das usinas nucleares de Angra 1,2 e 3 utilizando o programa SIMPACTS / Calculating environmental cost of nuclear power plants Angra 1, 2 and 3 using the SIMPACTS program . 2014. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 132 p. Orientador: Linda Viola Ehlin Caldas. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-24032014-162345

    Abstract: Cálculo de custo ambiental é um conceito que surgiu a partir da crescente atenção dada às questões ambientais. Um impacto ambiental, convertido em termos econômicos, é um custo ambiental. Para esse cálculo, são utilizados programas computacionais, como o Simplified Approach of Estimating Impacts of Electricity Generation (SIMPACTS), que é um código que estima e quantifica os custos dos danos ambientais e danos à saúde ocasionados por diferentes tecnologias de geração de eletricidade. O objetivo desse trabalho é realizar o cálculo de custo ambiental das usinas nucleares de Angra 1, 2 e 3. Os resultados foram comparados com os dados do reator de Balakovo, da hidrelétrica Serra da Mesa e de uma usina a carvão genérica na França, contidos no próprio programa. O SIMPACTS possui três módulos: AIRPACTS, para quantificar os impactos e custos dos danos causados pelas emissões atmosféricas; NUKPACTS, para avaliar as doses coletivas e os efeitos na saúde latentes da operação de rotina de instalações nucleares e usinas a carvão; HYDROPACTS, para calcular os custos dos danos das barragens de hidrelétricas decorrentes da reinstalação de pessoas em virtude de inundações e perda de uso da terra. Nesse trabalho, foram utilizados os módulos NUKPACTS e HYDROPACTS para a realização dos cálculos. Os resultados indicam que um reator nuclear, quando comparado a uma hidrelétrica e termoelétrica de potência similar, causa menores impactos associados e, portanto, um menor custo ambiental. Por essa razão, do ponto de vista dos seus impactos ambientais, os reatores nucleares se tornam uma fonte de geração de energia atrativa.

    Palavras-Chave: brazil; nuclear power plants; environmental impacts; cost; s codes; power reactors; nuclear energy; environmental protection; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 17034

    DOMINGOS, DOUGLAS B.; SILVA, ANTONIO T. e ; JOAO, THIAGO G.; SILVA, JOSE E.R. da ; ANGELO, GABRIEL; FEDORENKO, GIULIANA G.; NISHIYAMA, PEDRO J.B. de O.. Comparison of low enriched uranium (UAlx-Al and U-Ni) targets with different geometries for the production of molybdenum-99 in the RMB. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd, October 24-28, 2011, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2011, 2011.

    Palavras-Chave: aluminium; brazil; c codes; enriched uranium reactors; h codes; molybdenum; molybdenum 99; nickel; s codes; uranium; uranium 235; zero power reactors

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  • IPEN-DOC 21347

    DOMINGOS, D.B. ; SILVA, A.T. ; JOAO, T.G. ; MUNIZ, R.O.R. . Comparison of low enriched uranium UAlx-Al and U-Ni) targets with different geometries for the production of molybdenum-99. In: EUROPEAN RESEARCH REACTOR CONFERENCE, April 19-23, 2015, Bucharest, Romania. Proceedings... 2015.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; enriched uranium reactors; uranium 235; molybdenum 99; c codes; h codes; s codes; targets; thermal hydraulics

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  • IPEN-DOC 16905

    ANTUNES, PAULA C.G.; SIQUEIRA, PAULO T.D. ; FONSECA, GABRIEL P.; YORIYAZ, HELIO . Construction tool and suitability of voxel phanton for skin dosimetry. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 10th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 17th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 2nd, October 24-28, 2011, Belo Horizonte, MG. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2011, 2011.

    Palavras-Chave: dosimetry; electron beams; image processing; monte carlo method; phantoms; radiation dose distributions; radiotherapy; skin; thickness; s codes

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  • IPEN-DOC 16191

    MENZEL, FRANCINE; SABUNDJIAN, GAIANE . Custo ambiental de fontes de energia. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIAÇÃO CIENTÍFICA, 16.; PROGRAMA DE BOLSAS E INICIAÇÃO CIENTÍFICA CNEN, 7., 2-21 de outubro, 2010, Sao Paulo, SP. Resumo expandido... 2010. p. 123-124.

    Palavras-Chave: capitalized cost; economic analysis; energy source development; energy sources; energy supplies; energy; environment; environmental effects; environmental impacts; environmental policy; iear-1 reactor; land pollution; s codes

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  • IPEN-DOC 06878

    YORIYAZ, HELIO . Desenvolvimento de uma metodologia computacional para calculos em dosimetria interna. 2000. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 152 p. Orientador: Adimir dos Santos.

    Palavras-Chave: dosimetry; internal irradiation; nuclear medicine; phantoms; radiation transport; s codes; monte carlo method; spatial dose distributions; mathematical models; computerized tomography

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  • IPEN-DOC 15038

    LUCIA, SILVIO R. ; MAIHARA, VERA A. ; MENEZES, MARIO O. . Development of gamma ray spectrometry sofware for neutron activation analysis using the open source concept. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE; MEETING ON NUCLEAR APPLICATIONS, 9th; MEETING ON REACTOR PHYSICS AND THERMAL HYDRAULICS, 16th; MEETING ON NUCLEAR INDUSTRY, 1st, September 27 - October 2, 2009, Rio de Janeiro, RJ. Proceedings... Sao Paulo: ABEN, 2009, 2009.

    Palavras-Chave: accuracy; calibration standards; certification; comparative evaluations; concentration ratio; experimental data; gamma spectra; gamma spectroscopy; neutron activation analysis; programming languages; s codes; v codes

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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 21755

    GALEANO, D.C.; SANTOS, W.S. ; ALVES, M.C.; SOUZA, D.N.; CARVALHO JUNIOR, A.B.. Fluence-to-dose conversion coefficients based on the posture modification of Adult Male (AM) and Adult Female (AF) reference phantoms of ICRP 110. Radiation Physics and Chemistry, v. 121, p. 50-60, 2016.

    Palavras-Chave: monte carlo method; phantoms; m codes; v codes; s codes; dosimetry; radiation protection; icrp; conversion

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  • IPEN-DOC 10587

    MENEZES, M.O. . Free/open source software: a study of some applications for scientific data analysis of nuclear experiments. 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: cross sections; data analysis; data processing; g codes; m codes; neutron radiography; neutrons; o codes; personal computers; programming languages; s codes

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Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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