Núcleo do Reator Conceito

área de pesquisa

• "Acoplamento entre os métodos diferencial e da teoria da perturbação para o cálculo dos coeficientes de sensibilidade em problemas de transmutação nuclear"
• "IDENTIFICAÇÃO DE QUEDA INADVERTIDA DE BARRA DE CONTROLE UTILIZANDO MEDIDAS DOS TERMOPARES".
• "Método Espectro - Nodal Linear para Problemas de Transporte de Nêutrons na Formulação de Ordenadas Discretas em Geometria Bidimensional Cartesiana"
• A Core Reload Pattern and Composition Optimization Methodology for PWRs
• A CORRECAO DE DANCOFF PARA VARETAS CILINDRICAS COM TRES REGIOES
• A Criticality and depletion analysis of the European Lead-Cooled Training Reactor (ELECTRA)
• A DIFFERENTIAL APPROACH OF SENSITIVITY ANALYSIS OF TRANSMUTATION ANALYSIS PROBLEMS
• A Influência da Aproximação Referente à Derivada da Corrente de Nêutrons nas Equações da Cinética Pontual
• A new approach to the treatment of uncertainties in reactor thermal analysis by expansion of the Method of Correlated Temperatures
• A Three Dimensional Synthesis Code for Xenon Oscilation Analysis
• ABE, ALFREDO YUUITIRO
• Acoplamento neutrônico e termo-hidráulico usando os códigos milonga e OpenFOAM: uma abordagem com software livre
• Adimir dos Santos
• Alan Miranda Monteiro de Lima
• Alberto Teixeira Neto
• Alexander Lucas Busse
• Alexandre David Caldeira
• Algoritmo evolucionário PBIL multi objetivo aplicado ao problema da recarga de reatores nucleares
• Algoritmo Genético para Otimização de Projetos de Reatores Nucleares
• Amaury Muñoz Oliva
• Analise de experimentos criticos de UO2-PuO2 utilizando os sistemas NJOY/AMPX-II/HAMMER-TECHNION
• ANALISE DE TRANSMUTACAO CONSIDERANDO O TRATAMENTO EXPLICITO DOS PRODUTOS DE FISSAO NUM SISTEMA ACOPLADO, COMPOSTO PELOS CODIGOS HAMMER-TECHNION E CINDER-2.
• ANALISE DE UM ACIDENTE HIPOTETICO DE PERDA DE VAZAO FORCADA EM UM REATOR TIPO LMFBR
• Analytical solution for the Doppler Broadening Function using the Tsallis distribution
• Anderson Alvarenga de Moura Meneses
• Anderson dos Santos Dias Alves
• Anderson Lupo Nunes
• André Luiz do Carmo Leal
• Angela Fortini Macedo Ferreira
• Antonio Belchior Junior
• Antônio Carlos Marques Alvim
• Análise Básica e Comparação das Características do GCFR e LMFBR com Ciclo de Tório pela Teoria de Difusão en um Grupo de Energia.
• Análise da Sensibilidade do Sistema de Códigos Nucleares WIMOR2 em Relação às Opções de Tipos de Cálculo de Transporte de Nêutrons
• Análise das Equações da Cinética Pontual para Reatores com Combustível Líquido Circulante
• Análise de Estabilidade Linear e Não-linear, Associada a Reatores Rápidos Experimentais
• Análise de Estabilidade para Escoamento Descendente em Canais Aquecidos
• ANÁLISE DE INSERÇÃO DE REATIVIDADE (RIA) NUM NÚCLEO DO REATOR IEA-R1 UTILIZANDO O CÓDIGO DE PARET
• ANÁLISE DE PARÂMETROS SELECIONADOS DE GERADORES TERMOELÉTRICOS À RADIOISÓTOPOS (RTG)
• Análise de Poluentes Tóxicos no Ar pelo Método de Ativação Neutrônica
• ANÁLISE DE SENSIBILIDADE NA DIFUSÃO DE CALOR EM UMA ALETA DE UM ELEMENTO COMBUSTÍVEL NUCLEAR
• Análise de Sensibilidade para Modelagem semi-mecanística de acidentes severos
• Análise de Transmutação considerando o Tratamento explícito dos produtos de fissão num sistema acoplado composto pelo códigos Cinder-2 Hammer-Technion
• Análise do comportamento dinâmico de um PWR utilizando o programa SARDAN-2
• 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
• Análise e Impacto das Matrizes de Covariância de Dados Nucleares com Efeitos de Auto Blindagem em Parâmetros Integrais de Reatores Nucleares.
• Análise Estrutural Dinâmica de um Conjunto de Elementos Combustíveis no Núcleo de um Reator Nuclear PWR
• Análise estrutural dinâmica do conjunto de elementos combustíveis de um reator nuclear PWR
• Análise experimental de circulação natural em um circuito fechado
• ANÁLISE NEUTRÔNICA E ESPECIFICACÃO TÉCNICA PARA O COMBUSTíIVEL A DISPERSÂO U-Mo-Al COM ADICÃO DE VENENO QUEIMÁVEL
• Análise numérica de transientes em um reator slab guiado por fonte externa
• Análise Termo-hidráulica de Reatores Tipo PWR Utilizando o Método de Fronteira Lateral Aberta
• Análise Técnico-Econômica do Ciclo do Combustível "TANDEM". Um Estudo do Caso Brasil-Argentina
• Análise térmica de escoamentos axiais em um subcanal típico de elementos combustíveis nucleares
• APERFEIÇOAMENTO DO MODELO DE UM GRUPO MODIFICADO PARA APLICAÇÃO NA RECARGA DO NÚCLEO
• Aperfeiçoamento do Método de Confinamento da Rigidez para a Solução das Equações da Cinética Pontual
• Aplicacao da Metodologia Perturbativa de Pseudo-Harmonicos Para Calculo do Fluxo de Neutrons e Autovalor Perturbados.
• Aplicação da Teoria de Perturbação para Cálculo de Sensibilidade em Núcleos de Reatores PWR
• Aplicação da técnica de análise de ruído para determinação do parâmetro beta/lambda em reatores de potência zero
• Aplicação das radiações e dosimetria
• Aplicação do Metódo dos Elementos Finitos na Solução da Equação de Difusão em Estado Estacionário
• Aplicação do método Clearing Nebuloso aos Algorotmos Genéticos na Otimização de Projetos Nucleares
• Aplicação do Método de Transformada de Laplace para Determinação de Condições de Contorno tipo Albedo para Cálculos Neutrônicos
• Aplicação do método dos pseudo-harmônicos à cinética multidimensional
• Aplicações de Métodos Perturbativos Ao Modelo Multicanal Cobra -Iv - I - Para Cálculos de Sensibilidade Em Núcleos de Reatores Nucleares
• Aportaciones al Estudio de Inestabilidades en Reactores de Agua en Ebullición
• APSD up to 100 kHz dataset measured in the IPEN/MB-01 research reactor facility
• Arione Assis de Araújo
• Augusto Cézar Loçana Menezes
• Avaliação da Inserção de Netúnio nos Combustíveis UO2 e MOX - Extensão da Queima e Multireciclagens
• AVALIAÇÃO DA VIABILIDADE DA PRODUÇÃO DE HIDROGÊNIO EMPREGANDO O REATOR NUCLEAR AP1000 COMO FONTE DE ENERGIA
• Avaliação de Algoritmos de síntese de Fluxo
• AVALIAÇÃO DE INTEGRIDADE DE REVESTIMENTOS DE COMBUSTÍVEIS DE REATORES DE PESQUISA E TESTE DE MATERIAIS UTILIZANDO O ENSAIO DE CORRENTES PARASITAS
• Avaliação dos Harmonicos e do acoplamento neutronico entre dois subnucleo do conjunto Subcritico RESUCO
• Avaliação Neutronica de Reator Carregado com Combustível Metálico e Refrigerado por Chumbo
• AVALIAÇÃO NEUTRÔNICA DA INSERÇÃO DE VENENO QUEIMÁVEL EM REATOR A ÁGUA PRESSURIZADA
• Avaliação neutrônica do uso de combustível reprocessado em um reator CANDU
• Avaliação qualitativa da implantação do ciclo DUPIC com extensão da queima no reator PWR
• AVALIAÇÃO TERMO-HIDRÁULICA DO REATOR TRIGA IPR-R1 UTILIZANDO O CÓDIGO RELAP5
• Avelino dos Santos
• Axial Expansion Methods for Solution of the Multi-Dimensional Neutron Diffusion Equation
• Baseado em creditos academicos
• Brian de Lima Curtt
• Calculation of the first cycle of a PWR core using macroscopic cross-sections
• Calculo de consumo de combustivel e distribuicao de potencia para um PWR, utilizando-se os programas Leopard e Citation
• Calculo do Adjunto Fisico e Matematico Utilizando O Metodo de Expansaode Fluxo (Fem).
• Calculo do Fator de Utilizacao Termica para uma Celula Constituida de um Numero Qualquer de Meios Concentricos
• Calculos de Parametros de um experimento de Blindagem
• Calibração da Potência do Reator IPEN/MB-01 na Configuração Cilíndrica de Menor Excesso de Reatividade Obtida a Partir da Medida Absoluta do Fluxo Médio de Nêutrons
• Caracterização de uma Superliga de Níquel sob Temperaturas Elevadas
• Caracterização do Campo de Radiação numa Instalação para Pesquisa em BNCT
• CARACTERIZAÇÃO DO EVENTO DE QUEDA DE BARRAS DE CONTROLE ATRAVÉS DAS TEMPERATURAS NA POSIÇÃO DOS TERMOPARES NO NÚCLEO DE REATORES PWR.
• Caracterização dos Campos Neutrônicos Obtidos por meio de Armadilha de Nêutrons no Intyerior do Núcleo do Reator IPEN/MB-01
• CARACTERIZAÇÃO MICROESTRUTURAL E PROPRIEDADESDE JUNTAS DISSIMILARES ENTRE AÇOS INOXIDÁVEIS FABRICADAS POR PROCESSOS DE FUSÃO
• Carbeto de Silício (SiC) Reforçado com Fibras de Hi-Nicalon tipo S como Revestimento de Reatores PWR - Análise Neutrônica
• CARLOS RAFAEL GARCÍA HERNÁNDEZ
• Ciclos de Combustíveis Nucleares Alternativos
• CINÉTICA PONTUAL COM REALIMENTAÇÃO DE TEMPERATURA CONSIDERANDO UM GRUPO DE PRECURSORES DE NÊUTRONS ATRASADOS
• CLARYSSON ALBERTO MELLO DA SILVA
• Claudio Ubirajara Couto de Almeida
• Claudio Zen Petersen
• Cláubia Pereira Bezerra Lima
• Cláudio Márcio do Nascimento Abreu Pereira
• COEFICIENTES DE ATRITO DE SUBCANAIS E DISTRIBUIÇÃO DO ESCOAMENTO EM ARRANJOS HEXAGONAIS DE BARRAS COM ESPAÇADORES HELICOIDAIS
• Coeficientes de Atrito para Escoamento de Fluidos em Arranjos Hexagonais de Barras com Espaçadores Helicoidais
• COMPARACAO DO DESEMPENHO DO DIOXIDO DE URANIO SOB FORMA PLANA E CILINDRICA PARA REATORES A AGUA PRESSURIZADA
• Comportamento da Barra Combustível de um Reator Tipo PWR em Seguimento de Carga
• Computational Fluid Dynamics Analysis of an Open-Pool Nuclear Research Reactor Core for Fluid Flow Optimization Using a Channel Box
• Computational Fluid Dynamics Applied to Study Coolant Loss Regimes in Very High Temperature Reactors
• Concepção e Aplicação de Metaheurísticas
• Contribuições ao Desenvolvimento de Sistemas Aceleradores Dirigidos Sub-críticos Aplicados à Transmutação de Rejeitos Altamente Radioativos
• Conversão de um reator térmico PWR com combustível de UO2 em reator térmico regenerador com combustível (U-Th)O2
• Coupled Radiation Transport Thermal Fluid Dynamic Modelling of a Very-High Temperature Reactor
• Criação de uma Biblioteca Universal de Seções de Choque a partir do Banco de Dados Nucleares da Agência Internacional de Energia Atômica
• Critical Velocity Experimental Assessment in Flat Plate Fuel Element for Nuclear Research Reactor
• Cálculo da queda de pressão e da distribuição de vazão no núcleo de reatores LMFBR
• Cálculo da Sensibilidade Térmica de Detectores Auto-Energizáveis de Cobalto Utilizqando o Método de Monte Carlo
• Cálculo de harmônicos estáticos bidimensionais com o código CITATION
• Cálculo de Variações do Fluxo de Nêutrons e da Reatividade por Teoria de Perturbação a Altas Ordens.
• Cálculo do Espectro Adjunto de Nêutrons Em Células Heterogêneas de Combustível.
• Cálculo do Espectro Adjunto de Nêutrons Para A Determinação das Constantes de Multigrupo.
• Cálculo do Fluxo Adjunto utilizando o Método de Expansão de Fluxo (FEM)
• Cálculo Neutrônico do Reator TRIGA IPR - R1 Utilizando WIMSD4 e CITATION
• Cálculos em teoria de transporte de nêutros de dois grupos , com espalhamento isotrópico e linearmente anisotrópico
• Cálculos Neutrônicos Aplicados ao Reator Nuclear a Leito Fluidizado
• Cálculos Neutrônicos de Reatores Térmicos
• CÁLCULOS NEUTRÔNICOS DE REATORES TÉRMICOS A QUATRO GRUPOS DE ENERGIA APLICANDO OS MÉTODOS DO ALBEDO E DA DIFUSÃO (""CITATION")
• Código Computacional para cálculos de criticalidade em placas planas pelo método LTSn.
• Daniel Milian Pérez
• Definição Preliminar do Projeto de um Reator Nuclear de Pesquisa e Produção de Radioisótopos, utilizando Urânio Natural e Água Pesada
• Deposicao de aerossois em acidentes postulados em reatores nucleares
• Derterminação da Resposta nos Detetores Externos de um Reator PWR para Diferentes Configurações de Queda de Barras de Controle.
• Desarollo de Métodos de Cálculo de Difusión para Reactores Nucleares tipo PWR .
• Desenvolvimento de método de cálculo para análise cinética unidimensional, em reatores à fissão, compreendendo efeitos de realimentação.
• Desenvolvimento de Métodos da Teoria de Perturbação Generalizada (GPT) e suas Aplicações à Física de Reatores
• Desenvolvimento de Métodos em Física de Reatores
• Desenvolvimento de Um Algoritimo Via Metodos Variacionais Para a Solucao das Equacoes das Equacoes da Cinetica Pontual
• Desenvolvimento de um Aparato Experimental para estudo da Ebulição Nucleada.
• DESENVOLVIMENTO DE UM CODIGO DE MALHA GROSSA PARA CALCULOS DE DIFUSAO A DOIS GRUPOS DE ENERGIA
• DESENVOLVIMENTO DE UM CÓDIGO COMPUTACIONAL PARA A ANÁLISE DINÂMICA DO CIRCUITO PRIMÁRIO DE UM REATOR AVANÇADO
• Desenvolvimento de um código de computador tridimensional para a reconstrução da distribuição de potência por meio de instrumentação localizada no refletor lateral assim como determinação da capacidade e limitações deste método
• DESENVOLVIMENTO DE UM CÓDIGO TERMO-HIDRÁULICO PARA ANÁLISE DE NUCLEO DE REATORES TIPO PWR OPERANDO EM CONDIÇÕES DE REGIMES PERMANENTE E TRANSIENTE
• Desenvolvimento de um modelo geométrico detalhado para a modelagem termoidráulica de sistemas nucleares, do tipo leito de bolas
• Desenvolvimento de um Reatímetro Digital Subcrítico Baseado no Modelo de Cinética Pontual de Gandini
• Desenvolvimento de um Reatímetro Digital Subcrítico Baseado no Modelo de Cinética Pontual de Gandini & Salvatores
• Desenvolvimento de um Simulador de Treinamento para Operadores do Reator de Pesquisa
• Desenvolvimento de um Sistema Computacional para Monitoração dos Parâmetros de Reatividade e das Oscilações Axiais de Xenônio do Reator Nuclear de Angra I
• DESENVOLVIMENTO DE UMA INTERFACE ENTRE OS CÓDIGOS MCNP E ORIGEN PARA CÁLCULOS DE EVOLUÇAO DE COMBUSTÍVEIS EM SISTEMAS NUCLEARES - PROJETO INICIAL
• Desenvolvimento de uma metodologia computacional para cálculos em dosimetria interna
• Desenvolvimento de uma Metodologia para Simulação de Reatores Refrigerados a Gás com Propósito de Transmutação
• Desenvolvimento de varetas elétricas com elemento resistivo de grafite sintético ou conjugado carbono/carbono para ensaios de simulação de transientes em reatores nucleares
• Desenvolvimento do Código Blidage para o Cálculo do Transporte de Nêutrons e Gamas em Blindagens, usando a Técnica Remoção-Difusão Acoplada a Técnica do Núcleo Puntual
• DESENVOLVIMENTO DO PROGRAMA ATHELCORE PARA ANALISE TERMOIDRAULICA DO NUCLEO COMPLETO DE REATORES DO TIPO LMFBR
• Desenvolvimento do programa ATHELCORE para análise termohidráulica do núcleo completo de reatores do tipo LMFBR
• DESENVOLVIMENTO DO PROJETO CONCEITUAL DE UM REATOR PWR DE PEQUENO PORTE
• Desenvolvimento e aplicação de reatímetro digital subcrítico
• DETERMINACAO DOS PARAMETROS INTERMEDIARIOS DE RESSONACIA NO FORMALISMODE MULTIGRUPO DE ENERGIA
• Determinacao experimental da redistribuicao axial do escoamento em feixes de varetas com forte componente transversal
• Determinação da Barra de Controle mais Reativa usando o Método dos Pseudo- Harmônicos
• Determinação da reatividade do veneno queimável de Al2O3-B4C em função da concentração no reator IPEN/MB-01
• DETERMINAÇÃO DA RESPOSTA NOS DETECTORES EXTERNOS DE UM REATOR PWR USANDO A EQUAÇÃO ADJUNTA DE TRANSPORTE DE NÊUTRONS
• DETERMINAÇÃO DE PARÂMETROS DE CRITICALIDADE, FLUXO E POTÊNCIA EM PLACAS PLANAS PELO MÉTODO LTSN
• Determinação de Parâmetros de Meios Heterôgeneos pelo Método do Elemento Único
• Determinação experimental de razões espectrais e do espectro de energia dos nêutrons no combustível do reator nuclear IPEN/MB-01
• Determinação experimental de taxas de reação no 238U e 235U ao longo do raio da pastilha de UO2 do reator IPEN/MB-01.
• Determinação Experimental de Taxas de Reação no 238U e 235U ao longo do Raio da Patilha de UO2 do Reator IPEN/MB-01
• Determinação experimental de índices espectrais por varredura gama de vareta combustível do reator IPEN/MB-01.
• Determinação Experimental dos Parâmetros Cinéticos Beff, Beff/Lambda e Lambda do reator IPEN/MB-01.
• Determinação experimental e análise dos tempos de geração de nêutrons do núcleo e do refletor e da fração de retorno do refletor em varias configurações do reator IPEN/MB-01 e seus impactos na determinação da reatividade do sistema.
• Diffusion Parameters of Thermal Neutrons in Salinated Water
• DINÂMICA E FLUIDO ESTRUTURA
• Distribuição de Temperatura devida à Geração de Calor em Blindagem de Reatores Nucleares
• Distribuição de temperaturas na grafite durante seu recozimento em reatores refrigerados a ar.
• Donizete Anderson de Alencar
• Dr. Dany Sanchez Dominguez
• DUAS METODOLOGIAS DE CÁLCULO DO FLUXO DE NÊUTRONS PARA O PROBLEMA DE DEPLEÇÃO ISOTÓPICA EM SISTEMA SUBCRÍTICO GUIADO POR FONTE EXTERNA DE NÊUTRONS EM ESTRUTURA DE MALHA GROSSA
• Duvan Alejandro Castellanos Gonzalez
• Décio Brandes Moura Ferreira Júnior
• Edison Pereira de Andrade
• Edmundo selvatici
• Edson Henrice Junior
• Efeito da Reatividade das Barras de Controle e Defeito de Potência nas Operações de Boração e Diluição
• Effects of High Target Atom Directed Velocity and Temperature on Interaction Rates for a Flowing Fissioning Gas
• Elaboração de um código de termo-hidraúlica para reatores nucleares com elementos combustíveis tipo placa
• Energia Nuclear e Globalização
• ENGENHARIA DE REATORES
• Engenharia de Reatores Nucleares
• ENXAME DE PARTÍCULAS COMO FERRAMENTA DE OTIMIZAÇÂO EM PROBLEMAS COMPLEXOS DA ENGENHARIA NUCLEAR
• Equações P1 Adjuntas para a Determinação das Constantes de Macrogrupo
• Espectrometria e reconstrução de imagens tomográficas de emissão estimulada por nêutrons via algoritmo EM e Método de Monte Carlo
• Estimativa da Queima Espacial em um Reator de Pesquisa
• Estudo Comparativo entre Conjuntos de Seção de Choque
• Estudo de Criticaliade pelo Método LTSn
• Estudo do conceito de um reator nuclear a leito fluidizado
• Estudo do padrão de recarga de um reator PWR utilizando a arquitetura Transformers
• Estudo do transiente de um reator nuclear a leito fluidizado
• Estudo e aplicacao de codigos nucleares em problemas dependentes do tempo
• Estudo e aplicacao dos codigos ANISN e DOT 3.5 a problemas de blindagem de radiacoes nucleares
• Estudo e Aplicacao dos Codigos Nucleares Anisn e Dot-Ii Em Problemas de Fisica de Reatores.
• Estudo Inicial de Combustível Anelar para PWR
• Estudo Neutrônico dos Reatores Regeneradores a Sais Fundidos - MSBR
• ESTUDO NUMERICO DE REATORES TIPO PLACA NA TEORIA DE TRANSPORTE DE UM GRUPO COM ESPALHAMENTO ISOTROPICO
• Estudo Termofluidodinâmico de Reatores Nucleares Avançados de Alta Temperatura Utilizando o RELAP5-3D
• Estudo tridimensional da distribuição de potência em reatores nucleares pelo Método de Diferenças Finitas
• Estudos de Sensibilidade em Confiabilidade por GPT para Sistemas de Proteção Multicanal.
• Estudos experimentais da ascensão de bolhas de Taylor individuais em tubos verticais e ligeiramente inclinados
• Estudos Preliminares de Viabilidade Neutrônica e Termohidráulica de um Reator OTTO-HTR, Utilizando Plutônio como Combustível.
• Evolução e aplicação do programa SARDAN para simulação de transitórios hidráulicos em PWR
• Expansão Polinomial Nodal
• Experimental and analytical study of axial turbulent flows in an interior subchannel of a bare rod bundle
• Experimental and Calculational Investigations on High Energy Neutron Fluxes and Reaction Rates in the Purdue Fast Breeder Blanket Facility
• Experimental study of single Taylor bubbles rising in vertical and slightly deviated circular tubes
• Experimentos de Efeitos de Reatividade no Reator Nuclear- IPEN/MB-01
• Experimentos de reatividade em diferentes configurações subcriticas no reator IPEN/MB-01 utilizando CPSD.
• Extension of a Finite Element Code for Neutron Diffusion Problems in Nuclear Reactors
• Fabiano de Souza Prata
• Farhang Sefidvash
• FERNANDO DA SILVA MELO
• Francisco Dias Rocamora Junior
• Física e Ensino de Física
• Física Nuclear Básica e Aplicada
• Gabriel Alves Gomes
• GENERALIZAÇÃO DA APROXIMAÇÃO PROMPT-JUMP PARA SOLUÇÃO DAS EQUAÇÕES DA CINÉTICA PONTUAL A UM GRUPO DE PRECURSORES
• Generalizações do fenômeno de alargamento doppler
• Generation of Nuclear Graphite Particles by Rotational Abrasion
• GESTÃO DO COMBUSTÍVEL NUCLEAR EM USINAS DO TIPO PWR
• GESTÃO DO COMBUSTÍVEL NUCLEAR EM USINAS DO TIPO PWR
• Giovanni Laranjo de Stefani
• GNUC Grupo de pesquisas aplicações e treinamento Nucleares
• Grupo de Reatores Avançados e Inovadores
• Gustavo Domingos Pereira
• Hertz Pasqualetto
• Hugo Moura Dalle
• Hélio de Carvalho Vital
• Impl. de queima Esp. Modif. o prog. nodal baseado no Met. de El Finitos e Matriz Resposta
• Implementation of a Multi-cell Approach in the Multi-Physics Calculations of an Aqueous Homogeneous Reactor
• Implementação e Qualificação de Metodologia de Cálculos Neutrônicos em Reatores Subcríticos Acionados por Fonte Externa de Nêutrons e Aplicações
• Implementação e qualificação de Metologia de Calculo em Accelerator Driven System(ADS)
• Influence of Charge Distribution onAssymetry of Fission
• Influência da Fonte Externa de Neutrons na Determinação da Criticalidade Através da Curva 1/M
• Jaime Anaf
• Jairo Fernando Junqueira dos Santos
• Jansenn Silveira Rocha
• Jose Eduardo Rosa da Silva
• José Luiz Batista
• José Rubens Maiorino
• João Claudio Batista Fiel
• João Jorge da Cunha
• João Roberto Loureiro de Mattos
• Julian Marco Barbosa Shorto
• Jussiê Soares da Rocha
• Júlio César Bauly
• Leonardo Paredes Pires
• Letícia Negrão Pinto
• Lorena Pilar Rodriguez Garcia
• Luis Felipe Serra Cadiz
• Luiz Henrique Claro
• Marcelo Dornellas Machado
• Marcio Araújo Pessoa
• MARCOS PAULO CAVALIERE DE MEDEIROS
• Marcos Pimenta de Abreu
• Marcus Vinícius Camillo Gália
• Maria Auxiliadora Fortini Veloso
• Maria de Lourdes Moreira
• Mario Cerrogrande Ramos
• Mass and Shielding Optimization Studies for a Low Enrichment Uranium Fueled Kilopower Space Nuclear Reactor
• Massimiliano Fratoni
• MAXIMIZACAO DA POTENCIA DE UM REATOR TIPO PLACA, REFLETIDO, COM DUPLA CRITICALIDADE EM FUNCAO DA POSICAO DA INTERFACE CERNE/REFLETOR
• Measurements of Diffusion Parameters of Neutrons in Dowtherm-A
• Mecânica dos Fluidos Computacional aplicada a Instalações Nucleares
• MEDIDA DA DISTRIBUICAO DA DENSIDADE DE POTENCIA RELATIVA NO NUCLEO DO REATOR IPEN/MB-01 PELA TECNICA DE VARREDURA GAMA DA VARETA COMBUSTIVEL
• Medida de Laplaciano na Sub-critica Uranie
• Medida de parametros integrais no reator IPEN / MB-01
• Medida de Parâmetros Integrais no Reator IPEN/MB-01
• MEDIDA DE TAXAS DE REAÇÃO NUCLEAR E DE ÍNDICES ESPECTRAIS AO LONGO DO RAIO DAS PASTILHAS COMBUSTÍVEIS DO REATOR IPEN/MB-01
• Medida do Buckling e da Probabilidaded e Fuga de Nêutrns do Núcleo do Reator IPEN/MB-01
• Medida do Espectro de Energia dos Nêutrons no Núcleo do Reator IPEN/MB-01
• Medida do Espectro e Fluxo de Neutrons no Nucleo do Reator IEA-R1 através da técnica de Ativação de Folhas
• Medida dos Parâmetros Cinéticos beta_eff, Lambda e beta_eff/Lambda do Reator IPEN/MB-01
• Medida e Cálculo da Distribuição espacial e Energética de Nêutrons no Núcleo do Reator IEA-R1
• Medida e Cálculo de Parâmetros de Reatividade no Reator IEA-R1
• Medidas de Seções de Choque de Absorção por Oscilação
• Medidas de Taxa de Reação Nuclear e Índices Espectrais ao longo do raio da pastilha do reator IPEN/MB-01
• Metodologia de Cálculo de Barras Absorvedoras em Reatores Gás-Grafite
• Metodologia de Cálculo de Barras de Controle em Reatores Gás-Grafite
• Metodologia de Simulaçao Neutrônico-Termodinâmica para Reatores Rápidos
• Metodologia de simulação neutrônico-termodinâmica para reatores rápidos
• Metodologia para Geração de Seção de Choque
• Milton Rodrigues de Oliveira
• Miriam Medeiros da Silva
• Mitsuo Yamaguchi
• Modelación computacional neutrónica del reactor de pruebas HTR-10 usando el código MCNPX
• Modelagem Computacional da Distribuição Axial de Potência em Reatores Nucleares segundo um Modelo Cinético de Difusão
• MODELAGEM DETALHADA DE SISTEMAS NUCLEARES AVANÇADOS DO TIPO LEITO DE BOLAS COM COMBUSTÍVEL ENCAPSULADO
• Modelagem Espectro-Nodal Exponencial para Problemas Monoenergéticos de Penetração Profunda Segundo a Teoria de Transporte de Nêutrons na Formulação de Ordenadas Discretas
• Modelagem Numérica com Validação Experimental de Escoamento Através do Bocal Inferior de um Elemento Combustível Nuclear
• Modelagem numérica de um elemento combustível para estudos termo-hidráulicos
• MODELO COMPUTACIONAL BASADO EN LA DINÁMICA DE FLUIDOS COMPUTACIONAL PARA EL CÁLCULO TERMOHIDRÁULICO DEL CONJUNTO COMBUSTIBLE TÍPICO DE UN REACTOR NUCLEAR DE AGUA SUPERCRÍTICA
• Modelo de cálculo da eficiência de barras de controle com interação mútua.
• MODELO DE DETECÇÃO E IDENTIFICAÇÃO DA QUEDA ACIDENTAL DE UMA BARRA DE CONTROLE EM REATORES PWR ATRAVÉS DA INSTRUMENTAÇÃO NUCLEAR INTERNA E EXTERNA
• Modelo de Ilhas para a Implementação Paralela do Algoritmo Evolucionário de Otimização PBIL
• Modelo determinístico para análise termohidráulica em escoamento em feixes de barras com espaçadores helicoidais
• Modelo nodal para simulação do núcleo de um reator PWR
• Modelo para simulação do comportamento dinâmico de circuitos hidráulicos de reatores do tipo PWR
• Modelo simplificado para análise de DNB
• Modelo termohidráulico para realimentaçãodo cálculo de seções de choque neutrônicas em reator PWR
• Multidimensional Finite Element Code
• Mário Monteiro Morgado
• Método de expanção polinomial para solução das equações de difusão multigrupo
• Método Deos Pseudos-Harmônicos(Versão Alternativa) Com Discretização Nodal. Aplicação Ao Cálculo Bidimensional de Reatores
• Método do Momento de Energia Aplicado ao Código 1DX (para preparação de seções de choque multigrupo aplicáveis a reatores rápidos).
• Método Espectro Nodal de Difusión en dos Dimensiones
• Método Espectro Nodal de difusión en geometría cartesiana
• Métodos Computacionais para a Análise de Problemas de Criticalidade Nuclear
• Métodos Determinísticos Livre de Aproximação Espacial Para Simulação Numérica Determinante de Problemas de Autovalor Multiplicativo Na Formulação de Ordenadas Discretas da Teoria de Transporte de Nêutrons.
• Métodos Numéricos de Resolução da Equação de Condução do Calor Bi-dimensional
• Neutronic analysis of CANDU fuel bundle with reprocessed fuel
• Neutronic and Thermal Hydraulic Analysis of a PWR Fuel Assembly using Uranium Mononitride
• Neutronic evaluation of annular fuel assemblies
• Neutronic Evaluation of MSBR System Using MCNP Code
• Neutronic Thermal-Hydraulic Coupling of 3D MoC WIMS and Sub-channel Analysis COBRA-EN codes
• New approach to find the equilibrium cycle in PWR reactors using genetic algorithms
• Niveis de Radiacao na Superficie da Piscina do Reator IEA-R1
• Nodal Analysis with Conventional Diffusion Codes
• Novas Formulações em Elementos Finitos Descontínuos Aplicados à Resolução da Equação da Difusão de Nêutrons
• Novo procedimento para a pesquisa de criticalidade em métodos nodais de malha grossa.
• O efeito do refletor sobre o tempo de vida neutrônico no Reator IPEN/MB-01
• O Estado da Arte de Reatores à Sal Fundido (Molten Salt Reactors- MSR): Conceitos e Metodologia de cálculo nêutronico. PROPONENTE:
• O Mestrado Especial do IME não inclui dissertação.
• O Metodo dos Pseudo-Harmonicos Aplicado Ao Calculo de Queima de Combustivel.
• O Método dos Pseudo-Harmônicos: Uma Nova Opção Usando Discretização Nodal
• O Problema de Criticalidade Para Reatores Tipo Placa Refletida Na Teoria de Transporte Em Dois Grupos de Energia.
• Obtenção das Constantes de Decaimento e Abundâncias Relativas de Nêutrons Atrasados Através da Análise de Ruído em Reatores de Potência Zero.
• Obtenção de Reatividade Subcrítica por meio de medidas de CPSD e APSD utilizando detectores modo pulso no reator IPEN/MB-01
• Omar Campos Ferreira
• On development of in-core fuel system for PWR reactors: Part I generation of macroscopic cross sections using SCALE 6.0 for use in nodal calculation
• On Two-Media Problems in Two-Group Neutron Transport Theory
• Optimization of a microreactor core's dimensions using metaheuristic methods
• Oscilações Espaciais de Xenônio-135 e do Fluxo Neutrônico
• Otimizacao da Configuracao de Recarga de Combustivel de Um Reator Nuclear Utilizando Gpt.
• Otimizacao da Reatividade Doppler Em Reatores Termicos.
• Otimização Automática de Recargas de Reatores a Água Pressurizada Utilizando Algoritmos Genéticos.
• Otimização da Eficiência Térmica de uma Usina Nuclear do Tipo PWR
• Padrao experimental em espectrometria de neutrons rapidos utilizando neutrons da reacao DT e avaliacao de metodos de calculo de blindagem
• Parametrização de Seções de Choques Macroscópicas de Reatores Nucleares PWR
• Parametrização de Seções de Choques Macroscópicas de Reatores PWR em Vários Regimes de Burn-up
• Parametrização de Seções de Choques Macroscópicas para Reatores PWR
• Particle Swarm Optimization Aplicado ao Problema Combinatório com Vistas à Otimização da Recarga em um Reator Nuclear
• PATRÍCIA AMÉLIA DE LIMA REIS
• Paulo Adriano da Silva
• Paulo Cléber Mendonça Teixeira
• Paulo José Knob
• Paulo Rogerio Pinto Coelho
• Pedro Andrade Maia Vinhas
• Pedro Carajilescov
• Pedro Carlos Russo Rossi
• PhD
• Projeto de Fim de Curso: EverFlow - A Small, modular and natural circulation PWR
• Propagação de Ondas Neutrônicas com Aproximação P1 da Equação de Transporte
• Propagação de Pulsos de Nêutrons Rápidos no Chumbo
• Proposta de um Núcleo de Reator PWR Avançado com Características Adequadas para o Conceito de Segurança Passiva
• PROPOSTA DE UM REATOR RÁPIDO REFRIGERADO A GÁS UTILIZANDO TRANSURÂNICOS
• PROPOSTA DE UTILIZAÇÃO DO EXPOENTE DE HURST NA DETECÇÃO DE TRANSIENTES CAUSADOS PELA FONTE EXTERNA DE NÊUTRONS EM REATORES ADS
• Proposta de Utilização do Expoente Hurst na Detecção de Transientes Causados Pela Fonte Externa de Nêutrons
• Prposta de um Nucleo de Reatort PWR Avançado com caracteristicas adequadas para o conceito de segurança passiva
• Rafael Alejandro Cajacuri Merino
• Rafael Luiz Maciel Rocha
• Raghavan Pillai Kesavan Nair
• Rajendra Narain
• Ramon Soares de Faria
• RANS-Based CFD Calculation for Pressure Drop and Mass Flow Rate Distribution in an MTR Fuel Assembly
• Reatividade do Veneno Quiemável de AL2O3-B4C em função da sua concentração no Reator IPEN/MB-01
• Reatores Aançados de IV geraçao
• Reações Nucleares de Alta energia ("Spallation") e Sua Aplicação em calculo de Sistemas Nucleares Acionados por Fonte
• recarga de Reatores Nucleares Utilizando Redes Conectivas de Colônias Artificiais
• Resolução do problema neutrônico-termohidráulico de um reator de placas planas e paralelas
• Response Matrix Technique in Neutron Kinetics
• Retrospecto da Politica Nuclear no Brasil e Perspectiva de Utilização de Pequenas e Médias Centrais Nucleares-PCN no Sistema Elétrico Brasileiro
• Ricardo Brant Pinheiro
• Ricardo Diniz
• Roberto David Martinez Garcia
• Roberto José Cabezas Solorzano
• Ronaldo Glicerio Cabral
• Rosanne Cefaly de Aranda Amado Furieri
• Rose Mary Gomes do Prado Souza
• Ruben Bruna
• Rubens Souza dos Santos
• SARDAN - Um programa para simulação de transitórios numa usina PWR típica
• SEÇÕES DE CHOQUE MICROSCOPICAS PONTUAIS E A UM GRUPO DE ENERGIA DA ENDF/B-VIII.0 PONDERADAS POR CINCO ESPECTROS DE NEUTRONS
• Shizuca Ono
• SIMULACAO DO TERMO FONTE DE UM REATOR PWR DE PEQUENO PORTE
• Simulacao numerica do fenomeno de remolhamento de um elemento de combustivel
• Simulação da Multiplicação Subcrítica dos Nêutrons através da Solução da Equação Híbrida da Difusão com Fonte Externa de Nêutrons
• Simulação de Danos e Efeitos da Radiação em Materiais Estruturais
• SIMULAÇÃO DE TRANSITÓRIOS EM REATORES NUCLEARES UTILIZANDO CÓDIGOS DE ANÁLISE TERMOHIDRÁULICOS E NEUTRÔNICOS ACOPLADOS E NEUTRÔNICA ACOPLADOS
• Simulação de um SMR utilizando o código OpenMC
• Simulação do Espectro de Deposição de Energia de Raios Gama em Deterores NaI utilizando o metódo de Monte Carlo
• Simulação do Núcleo do reator Nuclear de Angra 2 Utilizando o Código MCNPX
• Simulação Numérica do Acoplamento Neutrônico-Termohidráulico em Reatores Nucleares PWR.
• SISTEMA DE AQUISIÇÃO DE DADOS E CÁLCULO DE TERMO FONTE EM CENÁRIO DE ACIDENTE POSTULADO
• Sistema Para Previsão e Determinação da Multiplicação Subcritíca.
• Sistema Scale: Instalação, Verificação, Validação e Aplicação a um Sistema de Transmutação
• Sistema Supervisório Para Medidas de Fluxo de Nêutrons no Reator TRIGA IPR-R1
• Small modular reactor full scope core optimization using Cuckoo Optimization Algorithm
• Solução Analítica da Função de Alargamento Doppler Generalizada Considerando Distribuições Quase-Maxwelliana
• Solução analítica da cinética espacial do modelo de difusão para sistemas homogêneos subcríticos acionados por fonte externa
• Solução Analítica das Equações da Cinética Pontual e Espacial da Teoria de Difusão de Nêutrons pelas Técnicas da GITT e da Decomposição
• Solução Analítica das Equações da Cinética Pontual para Sistemas Subcríticos Considerando uma Variação Linear da Reatividade
• Solução da Equação de Difusão Multigrupo Tridimensional Pelo Método de Expansão Polinomial Nodal
• Solução da Equação de Transporte Linear, Monoenergética, em Multiregiões com espalhamento Anisotrópico através do metódo Fn
• Solução da Equação de Transporte Multigrupo em Geometria Tridimensional(X-Y-Z) através do Método dos Elementos Finitos(Componente Espacial) e da Expansão em Harmonicos Esféricos( Componente Angular)
• Solução das Equações de Depleção Isotópica Usando o Método da Decomposição e Soluções Analíticas
• Solução das Equações Multigrupo-Difusão Pelo Método de Matrizes Resposta
• Solução Numérica das Equações Multidimensionais da Cinética de Reatores Nucleares a Vários Grupos de Energia
• Soluções P_N para os Problemas da Moderação e do Cálculo de Célula em Geometria Plana
• Space-time analysis of reactivity measurements
• STUDY OF A BURNER CORE OF THE S-PRISM FAST REACTOR
• Study of safety parameters of a burner core of the S-PRISM fast reactor
• Sérgio Barros Paixão
• Tecnologia de Fabricação de Combustíveis Nucleares
• Tecnologia de Reatores Nucleares e Instalações Radioativas
• Tecnologia Nuclear Espacial
• Teoria da Perturbação em Cálculos de Reatores - Aplicação em Reatores Térmicos
• Teoria de Transporte de Neutrons em Meios Adjacentes no Modelo de Dois Grupos e Espalhamento Isotrópico
• Teoria de Transporte de Partículas
• Termo-hidráulica e Segurança em Sistemas Nucleares
• The AP-Th 1000 - An advanced concept to use MOX of thorium in a closed fuel cycle
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• Thiago Daboit Roberto
• Thiago Garcia João
• Thiago Nascimento Barbosa
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• Ulysses d´Utra Bitelli
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• UM CONCEITO ALTERNATIVO DE UM REATOR HÍBRIDO (CONJUNTO SUBCRÍTICO ACOPLADO COM ACELERADOR)
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• Um estudo da Fisica de Sistemas Multiplicativos Acionadas por Fonte e a utilizacao de codigos deterministicos no calculo destes sistemas
• Um Estudo Numérico do Problema de Auto-Valores na Teoria de Difusão de Neutrons
• Um estudo sobre métodos de cálculo e medidas experimentais de parâmetros cinéticos em sistemas subcríticos acionados por fonte.
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• Um Simulador de Transientes Operacionais de Potência em Reatores para Propulsão Nuclear.
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• Untersuchungen an Fortgeschrittenen Siedewasserreaktoren Anordnungen
• Utilizacao da Tecnica de Aceleracao de Chebyshev No Metodo Nodal Fem.
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• Utilização de Pseudo-Harmônicos na Solução da Equação de Difusão de Nêutrons com Fonte Fixa.
• Utilização do método da amostragem para propagação de incertezas de parâmetros de sistemas com material físsil
• Utilização do Método de Diferenças Finitas de Malha Grossa Analítico para Solução da Equação da Difusão de Nêutrons
• Utlização de tório em reatores nucleares e ciclo do combustível
• Validation of the thermal-hydraulic thunder code and application for PWR core in transient conditions
• Valmir Pereira
• Very intense Continuous high flux pulsed reactor
• Viabilidade Neutrônica de um Conjunto Crítico Térmico-Rápido destinado ao Estudo de Reatores Rápidos
• Wilson Nunes dos Santos
• Yuji Ishiguro
• Zero-power noise up to 100 kHz in the IPEN/MB-01 research reactor facility
• Étude de l'amorçage des combustibles au thorium
• Étude et Conception d'un Coeur Avancé a Neutrons Rapides