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Navegação IPEN por assunto "uranium-molybdenum fuels"
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SILVA, ANDRE L.C. da
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Análise e comparação de programas computacionais para análise do desempenho sob irradiação de placas de combustível de urânio-molibdênio e varetas cilíndricas de dióxido de urânio em reatores a água leve pressurizada
/ Analysis and comparison of computer programs to analyze the irradiation performance of uranium molybdenum monolithic fuel plates and uranium dioxide cylindrical fuel rods in power reactors
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2020.
Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
106 p.
Orientador: Antonio Teixeira e Silva.
DOI:
10.11606/D.85.2020.tde-11092020-163914
Abstract:
O objetivo deste trabalho é apresentar uma análise comparativa em termos do desempenho sob irradiação de varetas de combustível cilíndricas de dióxido de urânio e placas de combustível monolíticas de urânio molibdênio em reatores à água leve pressurizada. Para analisar o desempenho das placas de combustível monolíticas de urânio molibdênio quando submetidas a condições operacionais de estado estacionário em reatores de água leve pressurizada foi utilizado o programa de computador PADPLAC-UMo, que realiza análises térmicas e mecânicas do combustível levando em consideração os efeitos físicos, químicos e de irradiação a que esse combustível está submetido. Para a análise das varetas cilíndricas de dióxido de urânio foi utilizado o código FRAPCON, que é uma ferramenta analítica que verifica o comportamento sob irradiação de uma vareta de combustível de reatores à água leve pressurizada, quando as variações de potência e as condições de contorno são suficientemente lentas para que o termo regime permanente seja aplicado. A análise para um reator nuclear de pequeno porte, apesar da maior densidade de potência aplicada na placa de combustível em relação à vareta de combustível, mostrou que as placas de combustíveis apresentam menores temperaturas e menores liberações de gases ao longo do histórico de potência analisado, proporcionando a utilização de um núcleo mais compacto sem ultrapassar os limites de projeto impostos ao combustível nuclear.
Palavras-Chave:
nuclear fuels;
uranium dioxide;
fuel rods;
uranium-molybdenum fuels;
fuel plates;
power reactors;
small modular reactors;
design;
reactor maintenance;
performance testing;
computer codes;
programming;
computerized simulation
SILVA, ANDRE L.C. da.
Análise e comparação de programas computacionais para análise do desempenho sob irradiação de placas de combustível de urânio-molibdênio e varetas cilíndricas de dióxido de urânio em reatores a água leve pressurizada.
Orientador: Antonio Teixeira e Silva.
2020.
106 f.
Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
DOI:
10.11606/D.85.2020.tde-11092020-163914.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31516. Acesso em: $DATA.
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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MUNIZ, RAFAEL O.R.
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Análise neutrônica e especificação técnica para o combustível a dispersão UMo-Al com adição de veneno queimável
/ Neutronic analysis and technical specification for a UMo-Al dispersion fuel with burnable poison addition
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2015.
Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
121 p.
Orientador: Adimir dos Santos.
DOI:
10.11606/T.85.2016.tde-14012016-094914
Abstract:
Este trabalho apresenta a análise neutrônica do combustível a dispersão de UMo-Al em relação ao aumento da densidade de urânio e faz uma comparação com o combustível de U3Si2-Al. Neste estudo, a densidade de urânio do U3Si2-Al é variada de 3,0 à 5,5 gU/cm3 e a do UMo-Al entre 4,0 à 7,5 gU/cm3 e com a porcentagem em massa de molibdênio com 7 e 10 %. Neste trabalho também é proposta a aplicação de veneno queimável metálico no cerne do combustível de UMo-Al, uma vez que este combustível é metálico e é analisada a utilização de gadolínio (Gd) e európio (Eu) como veneno queimável. A utilização do Gd como veneno queimável foi analisada com o fator de multiplicação infinito (k∞) através do programa celular HRC desenvolvido pelo IPEN e composto pelos códigos HAMMERTECHNION para a analise de célula, ROLAIDS para o cálculo de auto blindagem dos actinídeos e CINDER-2 empregado para a fissão e transmutação dos actinídeos. O núcleo do reator simulado foi similar ao do RMB (Reator Multipropósito Brasileiro) composto por um arranjo de 5x5 posições com 23 elementos combustíveis e dois blocos de alumínio. Para o európio, foram utilizados os programas SERPENT e CITATION. Os cálculos de queima foram realizados considerando uma potência de 30 MW durante três ciclos do RMB de 97 dias. Os resultados obtidos mostram que a porcentagem em massa do molibdênio têm uma grande influência no comportamento neutrônico devido a seção de choque de absorção do molibdênio ser considerável. Portanto, foi escolhida a porcentagem de 7 % de Mo para os estudos com veneno queimável. Para o núcleo proposto, o európio mostrou-se melhor, pois apresenta uma queima mais gradual que o gadolínio. Foi realizada uma simulação com o programa SERPENT com adição de 6 % de silício, o que mostrou que a adição de Si não causa mudança significativa no ciclo de operação do reator. Para validação da metodologia de cálculo, foi elaborada uma especificação técnica e fabricadas 12 miniplacas combustíveis de UMo-Al sem veneno queimável. As miniplacas foram irradiadas no núcleo do reator IPEN/MB-01, em quatro configurações de núcleo, para obtenção da reatividade inserida. Os resultados simulados obtidos para a inserção de reatividade pelas miniplacas nos diversos núcleos analisados apresentaram alta concordância com os resultados experimentais.
Palavras-Chave:
neutron sources;
neutron reactions;
fuel elements;
nuclear fuels;
uranium-molybdenum fuels;
aluminium alloys;
silicon;
post-irradiation examination;
comparative evaluations;
computer codes;
reactor materials;
brazil
MUNIZ, RAFAEL O.R.
Análise neutrônica e especificação técnica para o combustível a dispersão UMo-Al com adição de veneno queimável.
Orientador: Adimir dos Santos.
2015.
121 f.
Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
DOI:
10.11606/T.85.2016.tde-14012016-094914.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25671. Acesso em: $DATA.
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OLIVEIRA, FABIO B.V. de
; CARVALHO, ELITA U. de
; RIELLA, HUMBERTO G..
Avaliation of 'gamma'-U8Mo nuclear fuel alloys.
In: INTERNATIONAL MEETING ON REDUCED ENRICHMENT FOR RESEARCH AND TEST REACTORS, 33rd,
October 23-27, 2011,
Santiago, Chile.
Proceedings...
2011.
Palavras-Chave:
alloys;
uranium-molybdenum fuels;
nuclear fuels;
brazilian cnen
OLIVEIRA, FABIO B.V. de; CARVALHO, ELITA U. de; RIELLA, HUMBERTO G.
Avaliation of 'gamma'-U8Mo nuclear fuel alloys.
In:
INTERNATIONAL MEETING ON REDUCED ENRICHMENT FOR RESEARCH AND TEST REACTORS, 33rd,
October 23-27, 2011,
Santiago, Chile.
Proceedings...
2011.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25218. Acesso em: $DATA.
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REIS, REGIS
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Desenvolvimento de um programa computacional para análise do desempenho sob irradiação de placas combustíveis monolíticas de urânio-molibdênio em reatores de potência
/ Development of a computer code for performance analysis of monolithic uranium-molybdenum fuel plates under irradiation in power reactors
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2019.
Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) -
São Paulo.
139 p.
Orientador: Antonio Teixeira e Silva.
DOI:
10.11606/T.85.2019.tde-25102019-165805
Abstract:
O objetivo deste trabalho é desenvolver um programa computacional para a análise do desempenho de placas de combustível monolíticas de urânio-molibdênio quando submetidas a condições operacionais de regime permanente em reatores refrigerados a água leve pressurizada. Como resultado deste esforço, foi desenvolvido o programa computacional PADPLAC-UMo, o qual realiza análise térmica e mecânica em placas de combustível monolíticas de urânio-molibdênio levando em consideração os fenômenos físicos, químicos e os efeitos da irradiação aos quais essas placas de combustível se encontram submetidas em condições operacionais de regime permanente. O programa PADPLAC-UMo foi desenvolvido de acordo com a técnica de programação estruturada e utilizando a linguagem de programação FORTRAN 2003. A verificação dos resultados obtidos pelo programa foi realizada por meio da comparação dos resultados fornecidos pelo código com dados obtidos por meio da literatura, que se mostraram extremamente escassos. Devido a este fato, a verificação do código foi complementada por meio de cálculos analíticos e de dados fornecidos por simulações computacionais executadas com o programa de elementos finitos ANSYS. A verificação dos resultados fornecidos pelo código mostrou que os modelos implementados até o presente momento fornecem resultados compatíveis com os dados obtidos por meio de cálculos analíticos e por simulações computacionais com o do programa ANSYS.
Palavras-Chave:
fuel elements;
fuel plates;
uranium-molybdenum fuels;
fuel systems;
renormalization;
burnup;
failed element monitors;
pwr type reactors;
computerized simulation;
computer codes;
irradiation procedures;
radiation quality;
reactor safety;
materials testing reactors;
mechanical tests;
thermal testing;
experiment results;
comparative evaluations
REIS, REGIS.
Desenvolvimento de um programa computacional para análise do desempenho sob irradiação de placas combustíveis monolíticas de urânio-molibdênio em reatores de potência.
Orientador: Antonio Teixeira e Silva.
2019.
139 f.
Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) -
São Paulo.
DOI:
10.11606/T.85.2019.tde-25102019-165805.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30308. Acesso em: $DATA.
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BASEIO, JOAO H.B.
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Efeito da adição de silício na reação AI/U7Mo em dispersões combustíveis à base de UMo-AI
/ Effect of silicon addition on Al/U7Mo reaction in UMo-Al fuel dispersions
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2020.
Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo, SP.
5 p.
Orientador: Michelangelo Durazzo.
Coorientador: Ricardo Mendes Leal Neto.
DOI:
10.11606/D.85.2020.tde-24092020-152910
Observação: Há arquivos retidos devido a solicitação (publicação de dados, patentes ou diretos autorais). Data de Liberação: 19/02/2024.
Abstract:
No contexto do programa de redução do enriquecimento de urânio em reatores nucleares de pesquisa, combustíveis com alta densidade de urânio tem sido considerados e estudados, incluindo-se as dispersões à base de UMo-Al, alternativa próxima de ser implantada comercialmente. No entanto, a reação entre as partículas de UMo e a matriz de alumínio tem que ser controlada, em prol da estabilidade do combustível sob as condições de fabricação e operação. A adição de Si à matriz de Al sobre a reação entre as partículas de UMo e a matriz é uma das soluções possíveis apontadas na literatura para melhorar o desempenho sob irradiação desse tipo de combustível. Foram estudadas duas formas de incorporação de Si à matriz: mistura mecânica simples dos pós de Al e Si e a comoagem de alta energia de ambos os pós. Avaliou-se também o efeito da concentração de Si na matriz de Al. Por meio de análise térmica diferencial foi demonstrado que a incorporação de Si via comoagem diminuiu sensivelmente a reação do Al com o UMo, sendo comparável com o comportamento da dispersão de U3Si2 em Al, adotada como padrão, por ser um combustível já qualificado internacionalmente. O efeito da incorporação via mistura mecânica foi bem menor. Foi verificado também que maiores teores de silício são mais eficientes para o controle da reação. Os melhores resultados da comoagem foram atribuídos à superior homogeneidade da distribuição de Si na matriz de Al.
Palavras-Chave:
nuclear fuels;
manufacturers;
operation;
uranium dioxide;
aluminium alloys;
uranium-molybdenum fuels;
silicon additions;
nuclear matrix;
stability;
dispersions;
milling;
differential thermal analysis
BASEIO, JOAO H.B.
Efeito da adição de silício na reação AI/U7Mo em dispersões combustíveis à base de UMo-AI.
Orientador: Michelangelo Durazzo.
Coorientador: Ricardo Mendes Leal Neto.
2020.
5 f.
Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo, SP.
DOI:
10.11606/D.85.2020.tde-24092020-152910.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31581. Acesso em: $DATA.
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PIRES, MARINA C.
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Estudo do processo de fabricação de placas combustíveis com uma dispersão a base de gama U7Mo
/ Study of the manufacturing process of gamma-U7Mo dispersion fuel plates
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2019.
Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
82 p.
Orientador: Michelangelo Durazzo.
Coorientador: Ricardo Mendes Leal Neto.
DOI:
10.11606/D.85.2020.tde-04022020-102648
Abstract:
A busca de novos materiais para combustíveis nucleares vem sendo desenvolvida ao longo dos últimos 50 anos com o principal intuito de aumentar a eficiência dos combustíveis durante a operação de reatores nucleares. Os programas de redução de enriquecimento de urânio desde a década de 70 são os principais impulsionadores para a busca de materiais que possibilitam o aumento da densidade de urânio nos combustíveis nucleares com baixo enriquecimento (até 20%). O molibdênio é um elemento que, mesmo em baixas concentrações, consegue reter a fase gama do urânio, estabilizando o elemento combustível durante o processo de fabricação e quando irradiado. Sendo assim, a liga de γU-Mo apresenta grande potencial para desenvolvimento de combustíveis com maior densidade de urânio no núcleo do combustível nuclear. O presente trabalho visa o desenvolvimento tecnológico das etapas de produção de um novo combustível nuclear tipo dispersão a base de uma liga de urânio com 7% em massa de molibdênio em matriz de alumínio. Nestas condições, é possível obter um combustível com uma densidade de urânio de até 7 gU cm-3 em contraponto ao combustível de siliceto de urânio com 4 gU cm-3 qualificado atualmente. Dentre as etapas previamente já conhecidas pelo IPEN para a fabricação do combustível nuclear, a liga de γU-Mo necessita de um processo específico de pulverização devido às propriedades mecânicas do material. A cominuição da liga foi feita através da técnica de hidretação-moagem- desidretação que ainda necessita de estudos mais detalhados de seu processo para sua reprodutibilidade e otimização. As etapas de fabricação do briquete e laminação foram executadas de acordo com a expertise do IPEN. Os resultados indicam que a liga de γU-Mo, embora, seja mecanicamente factível em todas as etapas de fabricação do combustível nuclear, são necessários ajustes nas condições atuais do processo de fabricação para adequação às propriedades da liga e especialmente para evitar oxidação do núcleo da placa combustível.
Palavras-Chave:
fuel fabrication plants;
fuel cycle;
nuclear fuels;
fuel elements;
nuclear materials management;
alloy nuclear fuels;
uranium-molybdenum fuels;
dispersion nuclear fuels;
hydration;
dehydration;
milling;
gamma radiation;
comparative evaluations
PIRES, MARINA C.
Estudo do processo de fabricação de placas combustíveis com uma dispersão a base de gama U7Mo.
Orientador: Michelangelo Durazzo.
Coorientador: Ricardo Mendes Leal Neto.
2019.
82 f.
Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
DOI:
10.11606/D.85.2020.tde-04022020-102648.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30922. Acesso em: $DATA.
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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MARTINS, ILSON C.
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Estudos microestruturais sobre interacoes quimicas na liga U-Mo com Al
/ Microstructural studies on chemical interactions in U-Mo alloy with Al
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2010.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
Sao Paulo.
96 p.
Orientador: Adonis Marcelo Saliba Silva.
DOI:
10.11606/D.85.2010.tde-10082011-104947
Abstract:
Objetiva-se, com a pesquisa da liga U-Mo, a obtenção de material nuclear para confecção de elementos combustíveis de alta densidade de urânio para reatores de pesquisa de alto desempenho. A política internacional de não proliferação de armas nucleares limita o nível de enriquecimento para reatores de pesquisa em 20% U235. Ligas de U-Mo com 6-10 % peso de Mo podem levar a uma densidade de até 9 gU/cm3, no núcleo da placa combustível. As placas do elemento combustível MTR (Materials Testing Reactor), são fabricadas a partir de briquetes (U-Mo + pó Al) encapsulados em placas de Al, soldadas e laminadas. No entanto, a liga U-Mo é muito reativa na presença de Al. Os produtos dessa reação são indesejáveis, do ponto de vista nuclear, pois geram uma camada de interação química (IL) formada durante ciclagens térmicas e exposição a fissões nucleares. Como a IL tem baixa condutividade térmica, falhas estruturais no elemento combustível, em operação, podem ser causadas. O presente estudo oferece uma nova técnica de formação de pares de interdifusão que promove os contatos da liga U-Mo, na forma de tabletes, envolvidos em matriz de A1 (placas), selada por laminação. Criam-se, assim, condições ideais para a investigação da difusão, com reduzida possibilidade de oxidação nas interfaces de contato, simulando-se, ainda, as condições de laminação a quente no primeiro passe de redução, durante a fabricação da placa combustível MTR. Optou-se por trabalhar com um teor de Mo de 10% em peso na liga U-Mo, para se garantir uma maior formação da fase , uma vez que esse teor favorece uma maior estabilidade química dessa fase. A liga de Al utilizada como matriz dos pares de interdifusão foi a AA1050, por apresentar menores teores de impureza. Os pares de interdifusão U-10Mo/AA1050 foram tratados, termicamente, em duas faixas de temperaturas (1500C e 5500C) e em três tempos de aquecimento (5h, 40h e 80h), visando-se simular o processo de interdifusão e formação da camada de interação química. As análises da camada de interação U-10Mo/AA1050, feitas por MEV/EDS e por difração de Raios X, revelaram uma interdifusão de baixa evolução em Al (cerca de 8% atômico), na região U-Mo. Não houve a formação dos produtos típicos esperados, como (U,Mo)Alx=2,3,4. Associou-se esse fato, provavelmente, à presença do silício na liga AA1050 que, potencialmente, criou uma barreira de poucos micrômetros, impedindo o Al de se difundir de forma mais efetiva para o interior da liga U-10Mo. Sugeriu-se a possível formação de um produto intermetálico de Al com Si, U e Mo. Em especial, foi citada a possibilidade da ocorrência do intermetálico Al3.21 Si0.47, causando esse efeito de bloqueio.
Palavras-Chave:
uranium-molybdenum fuels;
aluminium;
interactions;
diffusion;
solid solutions;
nuclear fuels;
microstructure;
x-ray diffraction
MARTINS, ILSON C.
Estudos microestruturais sobre interacoes quimicas na liga U-Mo com Al.
Orientador: Adonis Marcelo Saliba Silva.
2010.
96 f.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
Sao Paulo.
DOI:
10.11606/D.85.2010.tde-10082011-104947.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9622. Acesso em: $DATA.
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.
Como referenciar este item
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DURAZZO, MICHELANGELO
; ROCHA, CLAUDIO J. da
; MESTNIK FILHO, JOSE
; LEAL NETO, RICARDO M.
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Fabrication of powder from ductile U-Mo alloys for use as nuclear dispersion.
Materials Science Forum,
v. 727-728,
p. 362-367,
2012.
Palavras-Chave:
alloys;
chemical properties;
enrichment;
gamma radiation;
mechanical properties;
uranium-molybdenum fuels;
research and test reactors;
uranium;
iear-1 reactor;
dispersion nuclear fuels;
fabrication;
highly enriched uranium
DURAZZO, MICHELANGELO; ROCHA, CLAUDIO J. da; MESTNIK FILHO, JOSE; LEAL NETO, RICARDO M.
Fabrication of powder from ductile U-Mo alloys for use as nuclear dispersion.
Materials Science Forum,
v. 727-728,
p. 362-367,
2012.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/4247. Acesso em: $DATA.
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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DURAZZO, MICHELANGELO
; ROCHA, CLAUDIO J. da
; MESTNIK FILHO, JOSE
; LEAL NETO, RICARDO M.
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Fabrication of powder from ductile U-Mo alloys for use as nuclear dispersion.
In: INTERNATIONAL LATIN-AMERICAN CONFERENCE ON POWDER TECHNOLOGY, 8th,
November 6-9, 2011,
Florianopolis, SC.
Proceedings...
2011.
p. 508-513.
Palavras-Chave:
alloys;
chemical properties;
enrichment;
gamma radiation;
highly enriched uranium;
mechanical properties;
uranium-molybdenum fuels;
research and test reactors;
uranium;
iear-1 reactor;
dispersion nuclear fuels;
fabrication
DURAZZO, MICHELANGELO; ROCHA, CLAUDIO J. da; MESTNIK FILHO, JOSE; LEAL NETO, RICARDO M.
Fabrication of powder from ductile U-Mo alloys for use as nuclear dispersion.
In:
INTERNATIONAL LATIN-AMERICAN CONFERENCE ON POWDER TECHNOLOGY, 8th,
November 6-9, 2011,
Florianopolis, SC.
Proceedings...
2011.
p. 508-513.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/12423. Acesso em: $DATA.
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.
Como referenciar este item
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DURAZZO, M.
; LEAL NETO, R.M.
; MARQUES, J.R.O.
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Fabrication procedures for manufacturing UMo-Al dispersion fuel at IPEN.
In: INTERNATIONAL MEETING ON REDUCED ENRICHMENT FOR RESEARCH AND TEST REACTORS, 35th,
October 12-16, 2014,
Vienna, Austria.
Proceedings...
2014.
Palavras-Chave:
brazilian cnen;
uranium-molybdenum fuels;
aluminium;
dispersion nuclear fuels;
powders;
hydridation;
uranium concentrates;
manufacturing;
fuel plates
DURAZZO, M.; LEAL NETO, R.M.; MARQUES, J.R.O.
Fabrication procedures for manufacturing UMo-Al dispersion fuel at IPEN.
In:
INTERNATIONAL MEETING ON REDUCED ENRICHMENT FOR RESEARCH AND TEST REACTORS, 35th,
October 12-16, 2014,
Vienna, Austria.
Proceedings...
2014.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23742. Acesso em: $DATA.
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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OLIVEIRA, FABIO B.V. de
; CARVALHO, ELITA F.U. de
; RIELLA, HUMBERTO G..
Fabrication results of gamma uranium-molybdenum alloys fuels.
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:
density;
experimental data;
molybdenum alloys;
optical microscopy;
powder metallurgy;
scanning electron microscopy;
uranium alloys;
uranium-molybdenum fuels;
x-ray diffraction
OLIVEIRA, FABIO B.V. de; CARVALHO, ELITA F.U. de; RIELLA, HUMBERTO G.
Fabrication results of gamma uranium-molybdenum alloys fuels.
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.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/16631. Acesso em: $DATA.
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.
Como referenciar este item
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OLIVEIRA, FABIO B.V. de
; CARVALHO, ELITA U.F. de
; RIELLA, HUMBERTO G..
Gamma decomposition and powder formation of 'gamma'-U8Mo nuclear fuel alloys.
In: INTERNATIONAL MEETING ON REDUCED ENRICHMENT FOR RESEARCH AND TEST REACTORS, 32.,
October 10-14, 2010,
Lisbon, Portugal.
Proceedings...
2010.
Palavras-Chave:
decomposition;
molybdenum alloys;
uranium-gamma;
uranium-molybdenum fuels;
hydration;
cooling;
hydrogen;
adsorption;
heat treatments;
temperature dependence
OLIVEIRA, FABIO B.V. de; CARVALHO, ELITA U.F. de; RIELLA, HUMBERTO G.
Gamma decomposition and powder formation of 'gamma'-U8Mo nuclear fuel alloys.
In:
INTERNATIONAL MEETING ON REDUCED ENRICHMENT FOR RESEARCH AND TEST REACTORS, 32.,
October 10-14, 2010,
Lisbon, Portugal.
Proceedings...
2010.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/14205. Acesso em: $DATA.
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.
Como referenciar este item
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OLIVEIRA, FABIO B.V. de; BERNARDIN, ADRIANO M.; RIELLA, HUMBERTO G..
Gamma decomposition and powder formation of gamma-U8Mo nuclear fuel alloys via a hydration-dehydration process.
Industrial and Engineering Chemistry Research,
v. 51,
n. 24,
p. 8237-8245,
2012.
Palavras-Chave:
decomposition;
molybdenum alloys;
uranium-molybdenum fuels;
hydration;
heating;
cooling;
hydrogen;
adsorption;
heat treatments;
eutectoids;
temperature dependence;
uranium;
gamma sources
OLIVEIRA, FABIO B.V. de; BERNARDIN, ADRIANO M.; RIELLA, HUMBERTO G.
Gamma decomposition and powder formation of gamma-U8Mo nuclear fuel alloys via a hydration-dehydration process.
Industrial and Engineering Chemistry Research,
v. 51,
n. 24,
p. 8237-8245,
2012.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/4197. Acesso em: $DATA.
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.
Como referenciar este item
-
SALIBA SILVA, ADONIS M.
; MARTINS, ILSON C.
; CARVALHO, ELITA F.U. de
; SILVA, DAVILSON G. da
; RIELLA, HUMBERTO G.; DURAZZO, MICHELANGELO
.
Interdiffusion studies on hot rolled U-10Mo/AA1050.
Materials Research - Ibero-American Journal of Materials,
v. 15,
n. 6,
p. 964-968,
2012.
Palavras-Chave:
uranium-molybdenum fuels;
research reactors;
interactions;
diffusion;
layers;
rolling
SALIBA SILVA, ADONIS M.; MARTINS, ILSON C.; CARVALHO, ELITA F.U. de; SILVA, DAVILSON G. da; RIELLA, HUMBERTO G.; DURAZZO, MICHELANGELO.
Interdiffusion studies on hot rolled U-10Mo/AA1050.
Materials Research - Ibero-American Journal of Materials,
v. 15,
n. 6,
p. 964-968,
2012.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/4253. Acesso em: $DATA.
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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-
SALIBA SILVA, A.M.
; MARTINS, I.C.
; CARVALHO, E.U.
; DURAZZO, M.
; RIELLA, H.G..
Interdiffusion studies on hot rolled U-10Mo/AA1050.
In: CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA E CIENCIA DOS MATERIAIS, 19.,
21-25 de novembro, 2010,
Campos do Jordao, SP.
Anais...
2010.
p. 5280-5288.
Palavras-Chave:
uranium-molybdenum fuels;
nuclear fuels;
research reactors;
interactions;
diffusion;
layers;
rolling
SALIBA SILVA, A.M.; MARTINS, I.C.; CARVALHO, E.U.; DURAZZO, M.; RIELLA, H.G.
Interdiffusion studies on hot rolled U-10Mo/AA1050.
In:
CONGRESSO BRASILEIRO DE ENGENHARIA E CIENCIA DOS MATERIAIS, 19.,
21-25 de novembro, 2010,
Campos do Jordao, SP.
Anais...
2010.
p. 5280-5288.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/17912. Acesso em: $DATA.
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-
OLIVEIRA, F.B.V.
; DURAZZO, M.
; RIELLA, H.G..
Methods for fabricating gamma - uranium - molybdenum (gamma-UMo) alloys and their influence on powder obtention by the HDH technique.
In: EUROPEAN NUCLEAR CONFERENCE,
September 16-20, 2007,
Brussels, Belgium.
Proceedings...
2007.
Palavras-Chave:
molybdenum alloys;
uranium-molybdenum fuels;
uranium;
melting;
casting;
powder metallurgy;
heat treatments;
hydration;
dehydration
OLIVEIRA, F.B.V.; DURAZZO, M.; RIELLA, H.G.
Methods for fabricating gamma - uranium - molybdenum (gamma-UMo) alloys and their influence on powder obtention by the HDH technique.
In:
EUROPEAN NUCLEAR CONFERENCE,
September 16-20, 2007,
Brussels, Belgium.
Proceedings...
2007.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/18940. Acesso em: $DATA.
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-
MUNIZ, RAFAEL O.R.
; SANTOS, ADIMIR dos
; YAMAGUCHI, MITSUO
; ROSSI, PEDRO C.R.
; DOMINGOS, DOUGLAS B.
; MURA, LUIS F.
; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO
.
Neutronic analysis of a U-Mo-Al fuel and europium as burnable poison.
Annals of Nuclear Energy,
v. 92,
p. 46-51,
2016.
Palavras-Chave:
uranium-molybdenum fuels;
aluminium;
europium;
burnable poisons;
burnup;
gadolinium;
comparative evaluations
MUNIZ, RAFAEL O.R.; SANTOS, ADIMIR dos; YAMAGUCHI, MITSUO; ROSSI, PEDRO C.R.; DOMINGOS, DOUGLAS B.; MURA, LUIS F.; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO.
Neutronic analysis of a U-Mo-Al fuel and europium as burnable poison.
Annals of Nuclear Energy,
v. 92,
p. 46-51,
2016.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25706. Acesso em: $DATA.
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-
MUNIZ, R.O.R.
; SILVA, A.T.
; DOMINGOS, D.B.
; SANTOS, A.
; YAMAGUCHI, M..
Neutronic comparison of hig density fuels (U-MO-AL and Usub(3)Slsub(2)-AL) for research reactor.
In: EUROPEAN RESEARCH REACTOR CONFERENCE,
April 19-23, 2015,
Bucharest, Romania.
Proceedings...
2015.
Palavras-Chave:
fuels;
density;
dispersion nuclear fuels;
uranium-molybdenum fuels;
computer calculations;
uranium silicates;
research reactors
MUNIZ, R.O.R.; SILVA, A.T.; DOMINGOS, D.B.; SANTOS, A.; YAMAGUCHI, M.
Neutronic comparison of hig density fuels (U-MO-AL and Usub(3)Slsub(2)-AL) for research reactor.
In:
EUROPEAN RESEARCH REACTOR CONFERENCE,
April 19-23, 2015,
Bucharest, Romania.
Proceedings...
2015.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25676. Acesso em: $DATA.
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-
MUNIZ, RAFAEL O.R.; DOMINGOS, DOUGLAS B.; SANTOS, ADIMIR dos
; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO
; JOAO, THIAGO G.; AREDES, VITOR O..
Neutronic comparison of the nuclear fuels Usub(3)Sisub(2)/Al and U-Mo/Al.
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:
aluminium alloys;
density;
dispersion nuclear fuels;
fabrication;
neutron absorbers;
neutron flux;
uranium;
uranium silicides;
uranium-molybdenum fuels
MUNIZ, RAFAEL O.R.; DOMINGOS, DOUGLAS B.; SANTOS, ADIMIR dos; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO; JOAO, THIAGO G.; AREDES, VITOR O.
Neutronic comparison of the nuclear fuels Usub(3)Sisub(2)/Al and U-Mo/Al.
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/123456789/16778. Acesso em: $DATA.
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.
Como referenciar este item
-
OLIVEIRA, FABIO B.V. de
; DURAZZO, MICHELANGELO
; CARVALHO, ELITA F.U. de
; SALIBA SILVA, ADONIS M.
; RIELLA, HUMBERTO G..
Powder formation of gamma-uranium-molybdenum alloys via hidration-dehydration.
In: INTERNATIONAL MEETING ON REDUCED ENRICHMENT FOR RESEARCH AND TEST REACTORS,
September 23-27, 2007,
Prague, Czech Republic.
Proceedings...
2007.
Palavras-Chave:
molybdenum alloys;
uranium-molybdenum fuels;
uranium;
hydration;
dehydration;
melting;
heat treatments;
powder metallurgy
OLIVEIRA, FABIO B.V. de; DURAZZO, MICHELANGELO; CARVALHO, ELITA F.U. de; SALIBA SILVA, ADONIS M.; RIELLA, HUMBERTO G.
Powder formation of gamma-uranium-molybdenum alloys via hidration-dehydration.
In:
INTERNATIONAL MEETING ON REDUCED ENRICHMENT FOR RESEARCH AND TEST REACTORS,
September 23-27, 2007,
Prague, Czech Republic.
Proceedings...
2007.
Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/18946. Acesso em: $DATA.
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Exemplo:
Buscar os artigos apresentados em um evento internacional de 2015, sobre loss of coolant, do autor Maprelian.
Autor: Maprelian
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, 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.
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significa que e o documento está sujeito as leis de direitos autorais, solicita-se nesses casos contatar a Biblioteca do IPEN,
bibl@ipen.br
.
✔ 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).
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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.