Navegação Teses por assunto "uranium 235"

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  • IPEN-DOC 15357

    DOMINGOS, DOUGLAS B. . Calculos neutronicos, termo-hidrulicos e de seguranca de um dispositivo para irradiacao de miniplacas (DIM) de elementos combustiveis tipo dispersao / Neutronic, thermal-hydraulic and safety analysis calculations for a miniplate irradiation device (MID) of dispersion fuel elements . 2010. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 170 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-01082011-151838

    Abstract: Neste trabalho foram desenvolvidos calculos neutrônicos, termo-hidráulicos e de segurança para avaliar a seguranca operacional de um dispositivo de irradiação a ser colocado no núcleo do reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. Este dispositivo de irradiação é utilizado para alojar miniplacas de combustvel do tipo dispers~ao de U3O8-Al e U3Si2-Al, com 19,75% em peso de 235U e densidades, respectivamente, de ate 3,2 gU/cm3 e 4,8 gU/cm3. Estas miniplacas serão irradiadas a queimas acima de 50% do 235U, de forma a qualificar este tipo de dispersão para utilização no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), em concepção. Para os calculos neutrônicos, foram utilizados os programas computacionais 2DB e CITATION. O programa FLOW foi utilizado para determinar o fluxo de refrigerante no irradiador, permitindo o cálculo das temperaturas máximas atingidas nas miniplacas de combustível com o programa MTRCR-IEA-R1. Um Acidente de Perda de Refrigerante (APR) foi analisado com os programas computacionais LOSS e TEMPLOCA, permitindo o cálculo das temperaturas nas miniplacas de combustível após o esvaziamento da piscina do reator. Os cálculos demonstraram que a irradiação deverá ocorrer sem consequências adversas no núcleo de reator IEA-R1.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; fuel elements; fuel plates; irradiation devices; uranium 235; burnup; dispersion nuclear fuels; c codes; f codes; l codes; t codes; loss of coolant; radiation accidents

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  • IPEN-DOC 19884

    MARIN, RAFAEL C. . Desenvolvimento de metodologias utilizadas nas áreas de salvaguardas e forense nuclear baseadas na técnica LA-HR-ICP-MS / Development of methodologies used in Safeguards and Nuclear Forensics based on LA-HR-ICP-MS technique. . 2013. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 135 p. Orientador: Jorge Eduardo de Souza Sarkis. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-18022014-134520

    Abstract: A amostragem ambiental por esfregaço ou swipe samples é uma metodologia que vem sendo empregada rotineiramente pela Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA) para verificar se os Estados signatários do Acordo de Salvaguardas estão realizando atividades nucleares não declaradas. A análise dessas amostras ambientais é complementar aos procedimentos de salvaguardas convencionais para a verificação das informações cedidas pelos Estados. Neste trabalho, foi descrita uma metodologia que visa a fortalecer os processos de salvaguarda nuclear e da ciência forense nuclear no país. A proposta é estudar e avaliar a técnica de ablação à laser acoplada a um espectrômetro de massa de alta resolução com fonte de plasma indutivamente acoplado (LA-HR-ICP-MS Laser Ablation High Resolution Inductively Coupled Plasma Mass Spectrometry), como técnica alternativa para a análise das amostras de esfregaço. Adicionalmente, foram empregadas outras técnicas complementares (atividade radioativa, microscopia eletrônica de varredura e espectroscopia de energia dispersiva) com o intuito de garantir maior segurança ao processo de inspeção de salvaguardas e investigações forenses nucleares. A precisão, medida através do desvio padrão relativo (DPR),dos resultados obtidos para as razões isotópicas 234U/238U, 235U/238U e 236U/238U do padrão analisado (CRM -125A) para a medida do fator de discriminação de massa foram, respectivamente, 1,3 %, 0,2 % e 7,6 %. Já as incertezas percentuais (u %), que também contemplam o DPR das medições, variaram de 3,5 % a 29,8 % para as medições da razão isotópica 235U/238U e de 16,6 % a 42,9 % para a razão isotópica 234U/238U. Esses valores mostraram-se compatíveis com outros estudos que utilizaram a mesma técnica para análise de amostras reais coletadas em uma instalação nuclear. As amostras coletadas apresentaram nível de enriquecimento que variou de (2,3 ± 0,7) % (amostra 3 corredor de acesso à instalação) a (17,3 ± 2,8) % (amostra 18 bancada de recuperação de UF4). A partir da coleta de amostras nesses diversos pontos, desde a entrada da instalação até a bancada em que se manuseia o urânio enriquecido, foi possível detectar diversos níveis de enriquecimento no isótopo 235U.

    Palavras-Chave: nuclear materials management; crime detection; safety; security; iaea safeguards; laser isotope separation; lasers; icp mass spectroscopy; ablation; isotope ratio; isotope separation; mass spectroscopy; radioactivation; scanning electron microscopy; uranium; uranium 235

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  • IPEN-DOC 19120

    BIGNARDI, ALINE M.T. . Desenvolvimento de método de recuperação de sup(131)I no processo de produção de sup(99)Mo pela fissão de sup(235)U / Development of a recovery method of sup(131)I in the sup(99)Mo process through the fission of sup(235)U . 2013. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 64 p. Orientador: João ALberto Osso Junior. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-21082013-083347

    Abstract: O 131I é um radioisótopo de iodo amplamente utilizado em medicina nuclear, pode ser utilizado tanto para diagnóstico quanto para tratamento devido às suas características físicas de decaimento - e sua elevada emissão de raios-y. Sua produção no IPEN é realizada utilizando um reator nuclear a partir da reação indireta: 130Te (n,y) 131mTe 131Te 131I, onde são irradiados alvos contendo Te. Pode também ser produzido via produto de fissão de 235U, onde, o 235U irradiado produz cerca de 300 elementos diferentes, entre eles o 131I. O 131I produzido nesse método apresenta altas atividade específica e concentração radioativa, o que facilita a produção de compostos marcados com o radionuclídeo. O objetivo deste trabalho é desenvolver um método de recuperação de 131I no processo de produção de 99Mo pela rota de dissolução ácida de alvos de 235U, com a qualidade necessária para ser utilizado em Medicina Nuclear. O 131I encontra-se em 2 fases no processo, tanto na fase gasosa produzida na dissolução ácida dos alvos de U metálico e a menor parte em solução. Foram utilizados diversos materiais para captura e recuperação de 131I nas 2 fases do processo, a fase gasosa e a solução de dissolução dos alvos de U. Foram testadas colunas de alumina com Cu, alumina ácida com Cu, nanoesferas de Ag, cartuchos aniônicos, resina aniônica, colunas de carvão ativado, microesferas de Ag e microesferas de Cu. Soluções contendo 131I em NaOH 0,1 mol.L-1 foram percoladas pelos materiais e os eluídos foram analisados em calibrador de dose. Foi também estudada a precipitação de AgI e dissolução desse precipitado em NH4OH 0,1 mol L-1 e Na2S2O3 5%. Dentre os testes realizados, a princípio, os resultados de recuperação variaram de acordo com o material, o carvão ativado apresentou rendimento de recuperação entre 42% a 83%. Já o rendimento de recuperação da coluna de alumina com Cu variou de 20% a 85%. Os testes com nanoesferas de Ag apresentaram rendimento de recuperação de 26% utilizando NaOH 0,1 mol L-1 e 72% utilizando Na2S2O3 como eluentes. Testes com cartuchos aniônicos apresentaram os melhores resultados com uma porcentagem de recuperação de 81 a 90%. Testes utilizando 131I na sua forma gasosa apresentaram uma retenção de 66,45% e não foram realizados testes para recuperação do 131I retido. Nos testes utilizando precipitação de AgI a porcentagem de retenção de 131I foi de 100%. É possível concluir que os cartuchos aniônicos e a precipitação de AgI foram as melhores opções para a retenção de 131I, e as colunas de alumina com Cu tem um grande potencial para eluição do radionuclídeo 131I na forma química adequada.

    Palavras-Chave: nuclear medicine; iodine 131; materials recovery; isotope production; molybdenum 99; fission; uranium 235; precipitation

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  • IPEN-DOC 03269

    DIAS, MAURO da S. . Desenvolvimento e aplicacao de um detector para a medida absoluta da taxa de fluencia de neutrons na regiao de MeV. 1988. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 225 p. Orientador: Laercio Antonio Vinhas.

    Palavras-Chave: fast neutrons; neutron detectors; neutron flux; uranium 235; calculation methods; numerical data; cross sections; nuclear reactions

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  • IPEN-DOC 01293

    KUSAHARA, HELENA S. . Determinacao da razao isotopica sup235U/sup238U em UFsub6 usando espectrometria de massa por quadrupolo. 1979. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Energia Atomica - IEA, Sao Paulo. 98 p. Orientador: Claudio Rodrigues.

    Palavras-Chave: isotopes; uranium 235; mass spectrometers; multipoles; quadrupoles; concentration ratio; isotope ratio; uranium hexafluoride

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  • IPEN-DOC 06113

    OLIVEIRA, JOSELENE de . Determinacao dos niveis de radioatividade natural em aguas utilizadas para abastecimento publico no Estado de Sao Paulo .Vol 1. 1998. Tese (Doutoramento) - IPEN - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 159 p. Orientador: Barbara Paci Mazzilli.

    Palavras-Chave: drinking water; public health; radiation hazards; natural radioactivity; uranium 235; chemical analysis; water quality; thorium 232; radium 226; radium 228; radon 222; radiation doses; liquid scintillation detectors; radiation effects

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  • IPEN-DOC 20148

    OLIVEIRA, JOSELENE de . Determinacao dos niveis de radioatividade natural em aguas utilizadas para abastecimento publico no Estado de Sao Paulo .Vol. 2. 1998. Tese (Doutoramento) - IPEN Apendices - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 160-293 p. Orientador: Barbara Paci Mazzilli.

    Palavras-Chave: drinking water; public health; radiation hazards; natural radioactivity; uranium 235; chemical analysis; water quality; thorium 232; radium 226; radium 228; radon 222; radiation doses; liquid scintillation detectors; radiation effects

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  • IPEN-DOC 13943

    FANARO, LEDA C.C.B. . Determinacao experimental de indices espectrais por varredura gama de vareta combustivel no reator IPEN/MB-01 / Experimental determination of spectral indices by scanning of fuel rod in the IPEN/MB-01 reactor . 2009. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 133 p. Orientador: Adimir dos Santos. DOI: 10.11606/T.85.2009.tde-30102009-150131

    Abstract: Neste trabalho foram determinados experimentalmente os índices espectrais 28r* e 25d* e o fator de eficiência de contagem gama através da técnica de varredura gama de varetas combustíveis no reator nuclear IPEN/MB-01. A vantagem deste método experimental consiste no fato de terem sido eliminados a maioria dos fatores de correção advindos dos cálculos, permanecendo somente os fatores de rendimento médio de fissão e a fração de fissão no 235U na determinação do 25d*. Os experimentos foram efetuados com luvas de cádmio de diferentes espessuras: 0,55 mm, 1,10 mm e 2,20 mm. As incertezas experimentais inferiores a 1% e a excelente caracterização dos dados geométricos e materiais do reator IPEN/MB-01 permitem utilizar os resultados obtidos como benchmark para a validação de bibliotecas de dados nucleares. Sendo assim, foi utilizado o programa MCNP-5 com as bibliotecas de dados nucleares: ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII.0, JENDL-3.3 e JEFF-3.1. A comparação entre os valores advindos dos cálculos e os resultados experimentais mostrou que houve progressos sensíveis com as bibliotecas de dados nucleares atuais. Os desvios entre a comparação dos valores calculados e os resultados experimentais são inferiores a 2 %, sendo que o melhor desempenho foi obtido com a biblioteca de dados nucleares ENDF/B-VII.0 e a incerteza máxima na comparação dos resultados foi de -1,4 %, para as bibliotecas de dados nucleares JEFF-3.1 e JENDL-3.3.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; fuel rods; uranium 235; uranium dioxide; cadmium; configuration control; criticality; uncertainty principle; gamma spectroscopy; delayed neutron fraction; computer codes; m codes; t codes

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  • IPEN-DOC 21561

    MURA, LUIS F.L. . Determinação experimental de taxas de reação no 238U e 235U ao longo do raio da pastilha de UO2 do reator IPEN/MB-01 / Experimental determination of nuclear reaction rates in 238U and 235U along of the radius of fuel pellets of the IPEN/MB-01 reactor . 2015. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 132 p. Orientador: Adimir dos Santos. DOI: 10.11606/T.85.2015.tde-16122015-142907

    Abstract: Este trabalho apresenta e consolida uma metodologia alternativa para a determinação de taxas de reação nuclear ao longo da direção radial das pastilhas combustíveis sem necessidade de intensos fluxos neutrônicos. Esta técnica se baseia na irradiação de um disco de UO2 inserido no interior de uma vareta combustível desmontável no núcleo do reator IPEN/MB-01. Após a irradiação são realizadas várias espectrometrias gama do disco utilizando um detector HPGe alternando sequencialmente 6 colimadores de chumbo com diâmetros diferentes. Consequentemente, as reações nucleares de captura radiativa que ocorrem nos átomos de 238U, juntamente com as fissões que ocorrem em ambos 235U e 238U são mensuradas em função de 6 regiões radiais distintas do disco combustível. As correções de eficiência geométrica devido à introdução dos colimadores no sistema de detecção HPGe são determinadas através do código MCNP-5. As medidas de taxa de fissão são realizadas utilizando o 99Mo como radionuclídeo traçador. Esse radionuclídeo foi estudado e provou-se ideal para estas medidas por possuir um comportamento linear de formação, alto rendimento de fissão e principalmente por emitir fótons de baixa energia. As medidas foram efetuadas irradiando discos de UO2 (com enriquecimento de 4,3%) na posição central do reator IPEN/MB-01 a potência de 100 Watts durante uma hora. Algumas medidas foram realizadas utilizando uma luva de cádmio envolta na vareta combustível para determinar as taxas de reação nuclear na faixa de energia epitérmica. Os resultados experimentais obtidos são comparados a cálculos de taxa de reação nuclear via MCNP-5 utilizando a biblioteca de dados ENDF/B-VII.0, os quais apresentaram discrepâncias de no máximo 9% para as taxas de captura no 238U e 14% para as taxas de fissão no U na faixa epitérmica. Foram obtidos valores máximos de 4,5% para incertezas relativas as taxas de captura total e epitérmica e para as taxas de fissão total e epitérmica valores máximos de 11,3%.

    Palavras-Chave: neutron sources; neutron reactions; neutron flux; capture; delayed neutron analysis; fuel elements; nuclear fuels; pellets; reactor cores; uranium isotopes; uranium 235; uranium 238; uranium oxides; molybdenum 99; reactor materials; brazil

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  • IPEN-DOC 26566

    IANELLI, RICARDO F. . Eletrodeposição de níquel sobre folhas finas de urânio metálico destinadas a alvos de irradiação para produção de 99Mo / Nickel electroplating over metalic uranium thin foils for irradiation targets destined to 99Mo production . 2019. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo, SP. 97 p. Orientador: Michelangelo Durazzo. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-03022020-131627

    Abstract: Atualmente, o radioisótopo mais comum na área de diagnósticos em medicina nuclear é o tecnécio-99 metaestável (99mTc), que, hoje está presente em mais de 80% dos diagnósticos nucleares por imagem, em todo mundo. Por ter uma meia-vida pequena, o 99mTc precisa chegar ao consumidor final na forma de seu isótopo-mãe, o molibdênio 99 (99Mo). Uma das rotas de produção deste isótopo se dá por meio de fissão de alvos tubulares de folhas finas de urânio metálico com baixo enriquecimento. O processo de fabricação desse alvo consiste em utilizar folhas finas de urânio metálico enriquecido a 20% em 235U, com espessura de 125 μm. Essa folha fina de urânio é envolvida em uma folha de níquel (14 μm), que atua como barreira para os produtos de fissão, e evita o caldeamento entre o urânio e o invólucro tubular de alumínio no qual este conjunto é montado. Esse invólucro consiste em dois tubos concêntricos, um interno, no qual é usinado um rebaixo para acomodar o conjunto de folha fina U-Ni e um outro externo no qual todo esse conjunto é inserido. O conjunto tem o seu diâmetro interno expandido mecanicamente para tornar a transferência térmica mais adequada durante a irradiação. O invólucro é selado por soldagem. Assim, o alvo após a montagem, está preparado para irradiação neutrônica no reator. Esse processo de montagem de alvos já foi estudado em diversos países, porém, o processo de envelopamento do urânio em uma folha fina de níquel e montagem do alvo é, hoje, feito manualmente. Tecnologicamente, isso impõe um risco da folha de níquel se romper promovendo o contato entre o urânio e o alumínio do invólucro. No presente estudo, analisa-se a possibilidade do uso de eletrodeposição de níquel sobre a folha fina de urânio, para substituir o uso de folhas de níquel. Isso torna o processo mais viável do ponto de vista produtivo. Desenvolveu-se um sistema próprio de conformação das folhas finas de urânio antes da eletrodeposição através de calandragem. Trabalhou-se com diversos procedimentos de preparação da superfície de urânio para receber a cobertura de níquel através de eletrodeposição tradicional. Desenvolveu-se um equipamento automatizado de translação de folha fina conformada de urânio na forma de um eletrodo rotacional. Assim, obtiveram-se recobrimentos homogêneos e com espessura regular sobre a folha fina de urânio. Os resultados também indicam que a eletrodeposição de níquel sobre urânio com alta aderência do níquel ao urânio depende da devida ativação da superfície de urânio, podendo ser química, eletroquímica ou até mesmo mecânica. Esse trabalho registra que esse processo foi desenvolvido e poderá ser utilizado em tecnologia de produção continuada, tais como, a produção de alvos de irradiação para o Reator Multipropósito Brasileiro (RMB)

    Palavras-Chave: isotope production; targets; uranium 235; molybdenum 99; technetium 99; enriched uranium reactors; thickness; foils; nickel; surface coating; electrodeposition; rcic systems; reactor cores; research reactors; rmb reactor; brazil

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  • IPEN-DOC 00407

    KHOURI, MARILIA T.F.C. . Ensaios em material combustivel para reatores utilizando tecnicas nucleares. 1977. Tese (Doutoramento) - Instituto de Energia Atomica - IEA, Sao Paulo. 102 p. Orientador: Olga Yajgunovitch Mafra Guidicini.

    Palavras-Chave: fission tracks; fuel pellets; fuel plates; gamma spectroscopy; quality control; quantity ratio; uranium 235; uranium dioxide

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  • IPEN-DOC 09672

    VENTURINI, LUZIA . Estudo de incertezas no monitoramento in vivo utilizando a tecnica de Monte Carlo. 2004. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 149 p. Orientador: Gian Maria Agostinho Angelo Sordi.

    Palavras-Chave: personnel monitoring; radiation detectors; calibration; data covariances; monte carlo method; whole-body counting; mathematical models; j codes; iodine 131; uranium 235; americium 241

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  • IPEN-DOC 19886

    REGO, MARIA E. de M. . Gestão dos rejeitos radioativos gerados na produção de 99Mo por fissão nuclear / Management of radioactive waste from 99Mo production by nuclear fission . 2013. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 139 p. Orientador: Goro Hiromoto. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-16122013-113937

    Abstract: O Brasil planeja construir uma planta de produção do 99Mo por fissão do 235U, devido à crescente utilização deste radioisótopo no setor de medicina nuclear. Neste trabalho buscou-se estimar as características físico-químicas e radiológicas dos rejeitos radioativos que serão gerados em tal instalação, além de fornecer subsídios teóricos a serem utilizados na definição do gerenciamento desses rejeitos. Estabelecidos dois cenários de produção para este projeto e utilizando-se o código Scale®, foram calculados os inventários radioisotópicos dos fluxos de rejeitos. Considerando-se o processamento químico dos alvos de urânio, foi possível caracterizar os rejeitos a partir de suas características químicas e radiológicas. Utilizando-se o software MicroShield®, determinou-se então as concentrações de atividade desses rejeitos em até 3 meses de produção. Este trabalho ainda apresenta o cálculo das taxas de dose variando-se tanto a espessura da blindagem, a ser utilizada numa embalagem para transporte in-site, quanto a quantidade de rejeito líquido retido em tal embalagem. Os radionuclídeos responsáveis pela maior parcela da dose de radiação foram identificados de forma a facilitar a determinação do método mais apropriado para o gerenciamento dos rejeitos após sua separação e antes de seu armazenamento. Os resultados aqui apresentados constituem uma compilação inicial do que é esperado em termos de rejeitos radioativos líquidos numa planta produtora de 99Mo e podem auxiliar no desenvolvimento do plano de gerenciamento de rejeitos de tal instalação.

    Palavras-Chave: radioactive waste management; radioactive waste processing; radioactive waste disposal; liquid wastes; molybdenum 99; uranium 235; fission radioisotope generators; radiation protection; radiation doses; dosimetry; chemical properties; physical properties; radiation effects; data analysis

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  • IPEN-DOC 01278

    TADDEI, J.F.A.C. . Medidas de percentagem atomica de fissao do U-235 por espectrometria de massa termoionica. 1978. Dissertacao (Mestrado) - Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP, Sao Paulo. p. Orientador: Claudio Rodrigues.

    Palavras-Chave: burnup; mass spectroscopy; uranium 235

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  • IPEN-DOC 04784

    MAIDANA, NORA L. . Medidas de seccoes de choque medias no espectro de fissao do U-235 para algumas reacoes de limiar. 1993. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 88 p. Orientador: Mauro da Silva Dias.

    Palavras-Chave: uranium 235; cross sections; fission neutrons; threshold energy

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  • IPEN-DOC 10426

    CRUS, MARIA U. de L. . Modelagem dos parâmetros separativos de ultracentrífugas para enriquecimento de urânio através de modelos de redes neurais híbridas. 2005. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 95 p. Orientador: Sylvana Cavedon Presti Migliavacca.

    Palavras-Chave: isotope separation; centrifuges; neural networks; mathematical models; fission; uranium 235; enriched uranium; ultracentrifuges

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  • IPEN-DOC 11522

    PORTO, PETERSON . Otimização da análise isotópica de UF sub(6) utilizando-se a técnica de espectrometria de massas por quadrupolo. 2006. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, São Paulo. p. Orientador: Jose Oscar Willian Vega Bustillos. DOI: 10.11606/D.85.2006.tde-31052007-142823

    Abstract: Neste trabalho foi estabelecido um procedimento para determinação da razão isotópica 238U/235U em amostras de UF6, utilizando-se um espectrômetro de massas quadrupolar com ionização por impacto eletrônico e detecção de íons por copo de Faraday ou multiplicador de elétrons. Para tanto, o espectrômetro foi otimizado, determinando-se os parâmetros para a fonte de íons que proporcionassem a maior intensidade de corrente iônica, mantendo o pico de forma arredondada, para a massa correspondente ao isótopo mais abundante; a resolução que reduzisse os efeitos não lineares e o número de ciclos analíticos que reduzisse a incerteza nos resultados. O processo de medição foi caracterizado quanto: aos efeitos de discriminação de massa, linearidade e efeito memória. A discriminação de massas mostrou ser linearmente dependente da pressão da amostra no tanque de expansão nas faixas de 0,15 a 0,30 mbar e de 0,30 a 0,40 mbar. O espectrômetro mostrou-se linear na medição de razões isotópicas entre 0,005 e 0,045. Os fatores de memória para a fonte de íons e para o sistema de introdução são, respectivamente, 1,000 ± 0,001 e 1,003 ± 0,003; o primeiro pode ser desprezado e o segundo eliminado por procedimentos de lavagem do sistema de introdução. O trabalho apresenta, em sua parte final, um roteiro para as análises de amostras de UF6 e a determinação das incertezas nos resultados.

    Palavras-Chave: uranium hexafluoride; isotope ratio; uranium 235; uranium 238; mass spectroscopy; quadrupoles; electron multipliers

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  • IPEN-DOC 11470

    OLIVEIRA JUNIOR, OLIVIO P. de. Preparação, caracterização e certificação de materiais de referência isotópicos de urânio. 2006. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. p. Orientador: Jorge Eduardo de Souza Sarkis. DOI: 10.11606/T.85.2006.tde-08062007-135148

    Abstract: Este trabalho descreve a preparação, caracterização e certificação de um conjunto de materiais de referência isotópicos de urânio na faixa de 0,5 a 20,0 % de 235U em massa. Os principais conceitos da metrologia em medições químicas foram aplicados para que as propriedades certificadas nos materiais pudessem ser rastreáveis diretamente ao Sistema Internacional de Unidades (SI). Em conseqüência desta abordagem, estes materiais poderão ser utilizados na calibração de instrumentos de medição, avaliação da incerteza de medição, validação de métodos analíticos, avaliação da performance de analistas, rotinas de controle de qualidade e em programas de intercomparação de resultados de medição. As mais avançadas técnicas e métodos de espectrometria de massas, a saber, espectrometria de massas com fonte de gás (GSMS), espectrometria de massas por termoionizacão (TIMS) e espectrometria de massas com fonte de plasma induzido (ICPMS) foram investigadas para identificar quais são os componentes dominantes na incerteza e quantificar a sua contribuição no valor final da incerteza de medição da razão isotópica. Os resultados obtidos foram comparados entre si, para verificar quais técnicas e métodos estão associados aos menores valores de incerteza de medição. A razão isotópica n(235U)/n(238U) nos materiais produzidos foi certificada com incertezas de medição expandidas na faixa de 0,02 a 0,10 % e as razões n(234U)/n(238U) e n(236U)/n(238U), com incertezas na faixa de 0,03 a 2,20 %. Estes valores atendem plenamente aos requisitos da caracterização isotópica do combustível nuclear, bem como aos requisitos das análises de amostras ambientais para fins de salvaguardas nucleares.

    Palavras-Chave: uranium isotopes; calibration standards; uranium 235; measuring instruments; validation; quality control; chemical preparation; icp mass spectroscopy; metrology; isotope ratio

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✔ Os filtros disponíveis em Navegar tais como: Coleções, Ano de publicação, Títulos, Assuntos, Autores, Revista, Tipo de publicação são autoexplicativos. O filtro, Autores IPEN apresenta uma relação com os autores vinculados ao IPEN; o ID Autor IPEN diz respeito ao número único de identificação de cada autor constante no RD e sob o qual estão agrupados todos os seus trabalhos independente das variáveis do seu nome; Tipo de acesso diz respeito à acessibilidade do documento, isto é , sujeito as leis de direitos autorais, ID RT apresenta a relação dos relatórios técnicos, restritos para consulta das comunidades indicadas.

A opção Busca avançada utiliza os conectores da lógica boleana, é o melhor recurso para combinar chaves de busca e obter documentos relevantes à sua pesquisa, utilize os filtros apresentados na caixa de seleção para refinar o resultado de busca. Pode-se adicionar vários filtros a uma mesma busca.

Exemplo:

Buscar os artigos apresentados em um evento internacional de 2015, sobre loss of coolant, do autor Maprelian.

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, 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).

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.