Tecnologia dos Reatores Conceito

área de pesquisa

• REATORES A TÓRIO: ANÁLISE EVOLUTIVA E POSSIBILIDADE DE CONVERSÃO PARA REATORES PWR
• " METODOLOGIA PARA A SOLUÇÃO ANALÍTICA DAS EQUAÇÕES DE DEPLEÇÃO ISOTÓPICA".
• "ANÁLISE DE CONDUÇÃO DE CALOR COM MUDANÇA DE FASE EM UMA VARETA COMBUSTÍVEL NUCLEAR".
• "Avaliação estrutural de um elemento combustível do tipo placa para um reator nuclear compacto"
• "Caracterização do núcleo cilíndrico de menor excesso de reatividade do reator IPEN/MB-01, pela medida da distribuição espacial e energética do fluxo de nêutrons"
• "Cálculo do custo ambiental das usinas nucleares de Angra 1, 2 e 3, utilizando o programa SIMPACTS"
• "Evaluation of mechanical stability of nuclear fuel plates under axial flow conditions"
• "FastLAP: Desenvolvimento de um pré-processador gráfico visual para o código RELAP5"
• "PARAMETRIZAÇÃO DE SEÇÕES DE CHOQUE MACROSCÓPICAS PARA REATORES PWR".
• "Simulação numérica de um acidente tipo perda lenta de vazão em um reator nuclear de pesquisa"
• "SOLUÇÃO DA EQUAÇÃO DE DIFUSÃO DE NÊUTRONS PELO MÉTODO DE DIFERENÇAS FINITAS DE MALHA GROSSA ANALÍTICO".
•  Utilização de Equipamentos Digitais em Funções de Intertravamento e Proteção de Reatores Nucleares, Pedro Paulo Levi Mateus Canazio, Mestrado em Engenharia Nuclear, IME, 1994 (co-orientação);
• . 5X5 Rod Bundle Flow Field Measurements Downstream a PWR Spacer Grid
• 4-Nonylphenol degradation changes microbial community of scale-up Anaerobic Fluidized Bed Reactor
• 66Ga como padrão de calibração de raios de altas energias para detectores HPGe
• 91- Desenvolvimento de um Processo de Policondensação em Suspensão para Produção de Micropartículas Biodegradáveis
• A comunicação dos riscos na preparação para emergências nucleares: um estudo de caso em Angra dos Reis, Rio de Janeiro
• A correlation between microstructure and residual stress in the 6061 Al-Mg-Si alloy with different thermomechanical process
• A Criticality and depletion analysis of the European Lead-Cooled Training Reactor (ELECTRA)
• A high Order Numerical Scheme for the Solution of the Advection Diffusion Equation
• A Inclusão do Efeito de Sombreamento no Cálculo das Taxas de Reação
• A Influência da Reatividade Devida as Barras de Controle e ao Defeito de Potência na Otimização do Processo de Boração
• A Largura Prática Dependente da Temperatura em Função das Aproximações de Padé
• A method for decommissioning strategy proposal and a cost estimation considering a multiple reactor site with interdependent plants
• A simulation model for capacity planning of nuclear fuel plants for research reactors
• A study of the nuclear natural resources utilization in open and closed fuel cycles: nuclear energy a sustainable and renewable source of energy
• A UTILIZAÇÃO DE REDES NEURAIS PARA OBTENÇÃO DA CONCENTRAÇÃO DE BORO CRÍTICA DE UM REATOR PWR
• Adelia Sahyun
• Adelk de Carvalho Prado
• Adilson Costa da Silva
• ALB3G
• Algoritimo de Maxima Entropia:Estudo do Problema de Autovalor
• Algoritimo genético para a otimização de projetos de reatores nucleares
• Algoritmo Evolucionário não Parametrizado aplicado ao Problema da Recarga de Reatores Nucleares
• Algoritmo evolucionário PBIL multi objetivo aplicado ao problema da recarga de reatores nucleares
• Algoritmo Genético para Otimização de Projetos de Reatores Nucleares
• Algoritmos Genéticos Paralelos como Ferramenta para Recaga de Reatores Nucleares
• Algoritmos paralelos de otimização por enxame de partículas em problemas nucleares.
• Almir Fernandes
• Alzira Abrantes Madeira
• An Experimental Study on the Dynamics of a Single Droplet Vapor Explosion
• An investigation of scale effect and applicability of compact light sources in microchannel reactors applied to pollutant abatement
• Anaerobic degradation of dyes azo direct blue 71 and reactive black 5 under different conditions
• Anaerobic structured-bed reactor for azo dye decolourisation in the presence of sulphate ions
• ANALISE DE ALGUNS TRANSIENTES ANTECIPADOS SEM "SCRAM" EM CENTRAIS NUCLEARES DE AGUA LEVE PRESSURIZADA (PWR) ATRAVES DO ACOPLAMENTO DO CODIGO CORAN AO SISTEMA DE CODIGOS ALMOD
• Analise de Tensão e Deformacão em Varetas Combustiveis Cilindricas
• ANALISE DE UM ACIDENTE HIPOTETICO DE PERDA DE VAZAO FORCADA EM UM REATOR TIPO LMFBR
• Analise termofluidodinamica de reatores nucleares de pesquisa refrigerados a agua em regime de convecção natural
• Anderson Lupo Nunes
• Andre Augusto Campagnole dos Santos
• Andreia dos Santos Goffi
• André Augusto Campanhole dos Santos
• André da Silva Serra
• André Fernandes Coelho Rezende dos Santos
• André Luiz Vasconcellos da Costa e Silva
• Antonella Lombardi Costa
• Antonio Carlos Iglesias Rodrigues
• ANTÔNIO CARLOS DE ABREU MÓL
• ANTÔNIO JOSÉ DA SILVA NETO
• ANÁLISE COMPARATIVA DA SENSIBILIDADE DO FATOR DE MULTIPLICAÇÃO DE NÊUTRONS À PERTURBAÇÃO ENTRE UM REATOR PWR ABASTECIDO A UO2 OU A UO2 +ThO2
• Análise da correlação de sinais de nêutrons no reator IPEN/MB-01
• Análise das variáveis de entrada de uma rede neural usando teste de correlação e análise de correlação canônica
• Análise de Confiabilidade em Reatores Nucleares de Pesquisa
• Análise de defeitos em tubos de geradores de vapor de usinas nucleares utilizando a transformada de Hilbert-Huang em sinais de inspeção por correntes parasitas.
• Análise de Estabilidade para Escoamento Descendente em Canais Aquecidos
• Análise de Parâmetros Selecionados de Geradores Termoelétricos a Radioisótopos
• ANÁLISE DE PREDIÇÃO DA GERAÇÃO DE ACTNÍDEOS EM UM REATOR NUCLEAR 16X16 EM FUNÇÃO DO REGIME DE BURNUP
• Análise de propagação de Incertezas em Códigos de Cálculo de Queima
• Análise de Sensibilidade por Teoria de Perturbação Generalizada da Frequência de Acidente de uma Instalção Nuclear Equipada com um Canal de Proteção sob Envelhecimento
• Análise de Sistemas de Medição de Fluxo de Nêutrons Utilizando Funções Estatísticas
• Análise de vibrações induzidas em elementos combustíveis tipo feixe de placas de reatores nucleares
• ANÁLISE DO IMPACTO AMBIENTAL ASSOCIADO AOS CICLOS DE COMBUSTÍVEIS ALTERNATIVOS UTILIZÁVEIS EM PWR
• Análise do pré-aquecimento de circuitos experimentais a sódio para desenvolvimento de reatores nucleares
• Análise e Impacto das Matrizes de Covariância de Dados Nucleares com Efeitos de Auto Blindagem em Parâmetros Integrais de Reatores Nucleares.
• Análise Energética e Exergética de uma Usina Nuclear com Reator PWR.
• ANÁLISE EXPERIMENTAL E NUMÉRICA DO SISTEMA DA CAMADA DE ÁGUA QUENTE DO REATOR MULTIPROPÓSITO BRASILEIRO
• Análise Experimental e Numérica em Tubulações Submetidas ao Fenômeno de Estratificação Térmica
• Análise Neutrônica do Núcleo de Reator de Sal Fundido de Tório para Propulsão Naval Desenvolvido Segundo os Princípios de Defesa em Profundidade e Barreiras de Proteção
• Análise Numérica e Experimental dos Campos de Pressão e Velocidade em um Duto com Defletores
• Análise probabilística de segurança de eventos externos para um reator nuclear em fase de projeto no interior de São Paulo
• Análise Sistemática da Equação da Difusão de Nêutrons Utilizando a Teoria de Um Grupo Modificado de Energia
• Análise Termoeconômica Comparativa de Ciclos Avançados de Usinas Termelétricas a Carvão Mineral e Usinas Termonucleares
• Análise termofluida preliminar do reator de espectro rápido FBR
• ANÁLISE TEÓRICA DOS EFEITOS EM PARÂMETROS TERMOHIDRÁULICOS SELECIONADOS DE UM REATOR PWR DEVIDO À MODIFICAÇÃO DA DISTÂNCIA ENTRE AS VARETAS DE COMBUSTÍVEL.
• Análises neutrônica e termo-hidráulica de um dispositivo para irradiação de alvos tipo LEU de UAlx-Al para produção de Mo-99 no Reator IEA-R1
• Análisis y optimización de una celda de combustible tubular tipo SOFC, empleando hidrogeno nuclear como combustible.
• Aperfeiçoamento do Método de Confinamento da Rigidez para a Solução das Equações da Cinética Pontual
• Aplicacao da metodologia fuzzy na quantificacao da probabilidade de erro humano em instalacoes nucleares
• Aplicacao do Formalismo de Perturbacao Para Calculos de Sensibilidade Em Nucleos de Reatores PWR
• Aplicação da metodologia da curva mestra à avaliação da temperatura de referência em um aço martensítico.
• Aplicação da técnica de análise de modos de falha e efeitos ao sistema de resfriamento de emergência de uma instalação nuclear experimental.
• Aplicação de Método Sistemático de Treinamento (SAT) para Operadores da Sala de Controle de Reator PWR: Estudo de Caso Angra 2
• Aplicação de métodos não destrutivos para qualificação de combustíveis tipo dispersão de U3O8-Al e U3Si2-Al no reator IEA-R1
• APLICAÇÃO DO MÉTODO CLEARING NEBULOSO AOS ALGORITMOS GENÉTICOS NA OTIMIZAÇÃO DE PROJETO DE REATORES NUCLEARES
• Aplicação do Método do Furo Central na Análise das Tensões residuais em Componente do Elemento Combustível.
• Aproximação Analítica para a Integral de Ressonância Estreita
• Aproximações para o Espectro de Nêutrons em Meios Heterogêneos
• Arnaldo Homobono Paes de Andrade
• Arranjo Experimental para Produção e Utilização de Raios Gama de Captura de Neutrons
• Assessment of Minimum Allowable Thickness of Advanced Steel (Fecral) Cladding for Accident Tolerant Fuel
• Assessment of the aerobic and anaerobic biodegradation of contaminants of emerging concern in sludge using batch reactors
• Assessment of the Von Mises Stresses and Stress Triaxiality in Notches Using Modified Tensile Specimens
• Avaliação da Extensão de Tempos Permitidos de Indisponibilidade e de Intervalos de Testes de Especificações Técnicas de Centrais Nucleares com Base em Risco
• AVALIAÇÃO DA INSERÇÃO DE ACTINÍDEOS MENORES EM COMBUSTÍVEIS UTILIZADOS EM PWR
• Avaliação da Inserção de Netúnio nos Combustíveis UO2 e MOX - Extensão da Queima e Multireciclagens
• Avaliação da metodologia ATHEANA para sua utilização na analise da confiabilidade humana em usinas nucleares
• AVALIAÇÃO DA REMOÇÃO DE ALQUILBENZENO LINEAR SULFONADO (LAS) EM REATOR UASB EM ESCALA REAL E ESTUDO DA INFLUÊNCIA DE DIFERENTES ACEPTORES DE ELÉTRONS
• Avaliação de Algoritmos de síntese de Fluxo
• Avaliação do fluxo de nêutrons e da taxa de dose durante o funcionamento nominal do ITER
• Avaliação do Tempo de Construção de Usinas Nucleares
• Avaliação neutrônica do uso de combustível reprocessado em um reator CANDU
• Avaliação probabilística de segurança de projetos de sistemas elétricos deinstalações nucleares"
• AVALIAÇÃO TERMO-HIDRÁULICA DO REATOR TRIGA IPR-R1 UTILIZANDO O CÓDIGO RELAP5
• AVALIAÇÃO TERMO-HIDRÁULICA EXPERIMENTAL DE GRADES ESPAÇADORAS COMERCIAIS PARA REATORES PWR E DE PROTÓTIPO FABRICADO POR IMPRESSORA 3D
• Beatriz Guimarães Nunes Lambiasi
• Biohydrogen production in an integrated biosystem using crude glycerol from waste cooking oils
• Calculation of delayed neutron precursors? transit time in the external loop during a flow velocity transient in a Molten Salt Reactors
• Calculos Neutronicos Aplicados ao Reator Nuclear a Leito Fluidizado.
• 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
• Calibração dos Canais Nucleares do Reator IPEN/MB-01, Obtida a partir da Medida da Distribuição Espacial do Fluxo de Nêutrons Térmicos no Núcleo do Reator, Através da Irradiação de Folhas de Ouro Infinitamente Diluídas
• Caracterização do Ciclo de Vida de Sistemas de Produção de Energia incorporando Análise de Risco: uma avaliação sobre os processos de uma biorrefinarias
• 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 interior do núcleo do reator nuclear IPEN/MB-01
• Características dinâmicas do escoamento turbulento em bancos de tubos inclinados
• Carbeto de Silício (SiC) Reforçado com Fibras de Hi-Nicalon tipo S como Revestimento de Reatores PWR - Análise Neutrônica
• Carlos Alberto Brayner de Oliveira Lira
• Carlos Alexandre de Jesus Miranda
• Celeste Rabaçal Alentejano
• Celina Ceolin
• CFD Analysis of a Luminescent Solar Concentrator-Based Photomicroreactor (LSC-PM) with Feedforward Control Applied to the Synthesis of Chemicals under Fluctuating Light Intensity
• CLASSIFICAÇÃO E DEDICAÇÃO DE ESTRUTURAS, SISTEMAS E COMPONENTES PARA REATORES NUCLEARES DE PESQUISA
• Claudia Cristina Braga
• Claudio Luiz de Oliveira
• Claudio Ubirajara Couto de Almeida
• Comportamento termohidráulico de vareta aquecida eletricamente durante transitório de fluxo crítico de calor
• Computational Fluid Dynamics Analysis of an Open-Pool Nuclear Research Reactor Core for Fluid Flow Optimization Using a Channel Box
• Computer Simulator for the Research Reactor IPEN/MB-01
• Conceitos para o uso de elementos gráficos nas telas dos sistemas de supervisão de segurança de usinas nucleares
• Constrição e confinamento magnético de um plasma de hidrogênio
• Construção de Bases de Regras Nebulosas Com Auxílio da Programação Genética para Fins de Controle
• Contribuições ao Desenvolvimento de Sistemas Aceleradores Dirigidos Sub-críticos Aplicados à Transmutação de Rejeitos Altamente Radioativos
• Core parametric study for enhancing the radioisotope production in the IEA-R1 research reactor
• CRACK TUNNELING EFFECTS ON THE ELASTIC UNLOADING COMPLIANCE OF C(T), SE(B) AND CLAMPED SE(T) SPECIMENS AND CORRECTION METHODOLOGY
• 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
• CURSO ESPECIAL DE MESTRADO (SEM DEFESA DE TESE)
• Cálculo da Correção Dancoff para Reticulados Quadrados
• Cálculo da Distribuição de Temperatura em Varetas Combustíveis: Estudo do Efeito da Excentricidade no Posicionamento das Pastilhas de UO2
• CÁLCULO DA DISTRIBUIÇÃO ÓTIMA DE COMBUSTÍVEL QUE MAXIMIZA A RETIRADA DE POTÊNCIA DE UM REATOR
• Cálculo da fração de vazio em escoamentos bifásicos (gás/líquido) a partir da identificação de bolhas em imagens digitais
• Cálculo de Adjunto Físico e Matemático Usando O Método de Expansão de Fluxo Fem
• Cálculo de Reconstrução da Distribuição de Potência Pino a Pino Usando Máxima Entropia
• Cálculo de Variações em Razões de Taxas re Reações Utilizando a Teoria de Perturbação Generalizada.
• Cálculo Detalhado da Distribuição de Potência nos Elementos Combustíveis WWER.
• Cálculo do Espectro Adjunto de Nêutrons Em Células Heterogêneas de Combustível.
• Cálculo do Espectro de Nêutrons para a Determinação das Constantes de Multigrupo
• Cálculo Neutrônico de Reatores Térmicos a Três Grupos de Energia com Upscattering Aplicando o Método de Albedo
• Cálculos Neutrônicos Aplicados ao Reator Nuclear a Leito Fluidizado
• Código Blinda: Atenuação de neutrons atravé de camadas de blindagem de reatores pelo método multigrupo de remoção difusão
• Daniel Massami Hirata
• David Adjuto Botelho
• Decommissioning cost estimation considering the activities facilitation due remote-controlled equipment
• Deise Helena Kullmann
• Deposicao de aerossois em acidentes postulados em reatores nucleares
• Desarrollo de un modelo detallado aleatorio para el para el cálculo neutrónico probabilista de reactores de muy alta temperatura de lecho de bolas
• Desempenho de uma Sonda Elétrica Resistiva num Escoamento Bifásio Água-Ar em Duto Cilíndrico Vertical
• Desempenho sob Irradiação de Elementos Combustíveis do Tipo U-Mo
• DESENHO E CONSTRUÇÃO DE UM FOTORREATOR ESTRUTURAL DE FOLHAS DE LATÃO PARA DEGRADAÇÃO DE CORANTE RB5 E ÁGUA RESIDUAL DA INDÚSTRIA TÊXTIL
• Desenvolvimento de código computacional para análise de transferência de calor transiente 3D até o Dryout em varetas combustíveis sob condições não usuais.
• Desenvolvimento de Modelo de Simulação de Transientes Térmicos no Circuito Experimental de Água do IPEN
• Desenvolvimento de modelos analítico e numérico associados ao fenômeno de condensação por contato direto em tanque de alívio de reator PWR
• Desenvolvimento de método de cálculo para análise cinética unidimensional, em reatores à fissão, compreendendo efeitos de realimentação.
• Desenvolvimento de um Algoritmo para Solução das Equações da Cinética Pontual
• Desenvolvimento de um Codigo em Linguagem C para Problemas Bidimensionais Via Formulacao Petrov-Galerkin em Elementos Finitos
• Desenvolvimento de um Conjunto Eletrometro/Filtro/Amplificador para Análise de Ruido
• Desenvolvimento de um código computacional 3D para estudos de transferência de calor em varetas combustíveis, em situações não usuais
• DESENVOLVIMENTO DE UM CÓDIGO TERMOHIDRÁULICO PARA ANÁLISE DE NUCLEO DE REATORES TIPO PWR OPERANDO EM CONDIÇÕES DE REGIMES PERMANENTE E TRANSIENTE
• Desenvolvimento de um Elemento Combustível Instrumentado para o Reator de Pesquisa IEA-R1
• Desenvolvimento de um plano preliminar de descomissionamento de uma usina nuclear para navio mercante
• Desenvolvimento de um simulador antropomorfico para simulacao e medidas de dose e fluxo de neutrons na instalacao para estudos em BNCT
• Desenvolvimento de um Simulador de Treinamento para Operadores do Reator de Pesquisa
• Desenvolvimento de um Simulador de Treinamento para Operadores do Reator de Pesquisas IEA-R1
• DESENVOLVIMENTO DE UM SIMULADOR PARA PLANTAS \\ TERMOIDRÁULICAS USANDO ELEMENTOS DE VOLUME NO ESPAÇO E ELEMENTOS FINITOS NO TEMPO
• DESENVOLVIMENTO DE UM SISTEMA DE COLETA E PROCESSAMENTO DE DADOS POR TELEMETRIA.
• Desenvolvimento de um sistema de monitoração e diagnóstico utilizando lógica fuzzy aplicado às válvulas de controle de processo do CEA - Centro Experimental de ARAMAR"
• Desenvolvimento de uma base de dados eletrônica para aplicação em Análise Probabilística de Segurança de reatores nucleares de pesquisa
• 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 para Validação de Grupos de Medidas Redundantes
• Desenvolvimento de uma técnica de medida de nível em vasos de pressão utilizando sondas térmicas e redes neurais artificiais
• DESENVOLVIMENTO DO PLANO PRELIMINAR DE DESCOMISSIONAMENTO DO REATOR IPEN/MB-01
• Detecção de Contornos em Imagens de Padrões de Escoamento Bifásico com Alta Fração de Vazio em Experimentos de Circulação Natural com o Uso de Processamento Inteligente
• Detecção de Trincas em Eixos de Bombas Centrífugas em Operação, Através da Técnica de Análise de Vibrações
• Determinacao do tempo de resposta de transdutores de pressao utilizando o metodo de medida direta
• Determinação da Barra de Controle mais Reativa usando o Método dos Pseudo- Harmônicos
• Determinação da Queima de Elementos Combustíveis do IEAR1 pelo Método de Espectrometria Gama
• Determinação da Resposta nos Detetores Externos de Um Reator PWR para Diferentes Configurações de Queda de Barra de Controle
• Determinação da Sensibilidade de Detectores Auto-Energizados (SPNDs)
• Determinação de Fatores de Escala para Estimativa do Inventário de Radionuclídeos em Rejeitos de Média e Baixa Atividades do Reator IEA-R1
• Determinação dos Fatores de Desvantagens Epitérmicos em Células de Combustível
• Determinação experimental da potência de decaimento de elementos irradiados no IEA-R1
• Determinação experimental da reatividade subcrítica utilizando correlação de terceira ordem
• Determinação Experimental de Taxas de Reação no 238U e 235U ao longo do Raio da Patilha de UO2 do Reator IPEN/MB-01
• Diagnóstico do Desligamento de um Reator Nuclear Através de Técnicas Avançadas de Inteligência Artificial
• Diego Alfonso Ribeiro Francelino
• Discontiunuous Finite Element Formulation of the Neutron Transport
• Distribuicao de velocidade do Refrigerante nos Internos de Um Reator do tipo PWR.
• DISTRIBUIÇÃO TEMPORAL DA CONCENTRAÇÃO DE BORO NO PRESSURIZADOR DE UM SMR
• Dosimetria de Fontes de Iodo-125 Aplicadas em Braquiterapia
• Dr. Antonio Teixeira e Silva
• Dr. Delvonei Alves de Andrade
• Dynamical interaction between a droplet and a wall heated beyond the Leidenfrost temperature
• Edmundo selvatici
• Effect of Organic Loading Rate on the Microbial Community in Anaerobic Chambered Reactor Processing Ethanol Distillery Vinasse
• Elias Silva Filho
• Elisabeth Braz Pereira Gomes
• Emerson Giovani Rabello
• Eneida Regina Guimarães Dourado Ribeiro
• Entering new markets: nuclear industry challenges
• Enxame de Partículas como ferrramenta de otimização em problemas complexos da Engenharia Nuclear
• ESTIMATIVA DA FREQUÊNCIA DE DANOS AO NÚCLEO DEVIDO A PERDA DE REFRIGERANTE PRIMÁRIO E BLOQUEIO DE CANAL DE REFRIGERAÇÃO DO REATOR DE PESQUISAS IEA-R1 DO IPEN-CNEN/SP - APS NÍVEL 1
• Estimativa do Coeficiente de Absorção em Meios Participantes Heterogêneos Bidimensionais com uma Partição de Domínio Construída a Partir de Feixes Divergentes de Radiação
• Estratégias de Otimização Computacional no Acoplamento dos Códigos MCNP e ORIGEN2.1
• Estudo Cinético de uma Mistura Bifásica
• Estudo da aceleração de uma chama num canal com obstáculos usando uma equação de transporte escalar
• Estudo da Evolucao da Frente de Remolhamento Num Reator Pwr Pelo Metodo dos Elementos Finitos.
• Estudo da metodologia de analise de series temporais aplicada a monitoracao do tempo de resposta dos instrumentos ligados ao sistema de protecao de reatores nucleares
• ESTUDO DA VIABILIDADE ECONÔMICA PARA A IMPLEMENTAÇÃO DO REATOR NUCLEAR SMART NO BRASIL
• Estudo da |Otimização da Eficiência de Reator PWR em Função das Extrações de Vapor da Turbina
• ESTUDO DE CONFIABILIDADE DO SISTEMA AUXILIAR DE ÁGUA DE ALIMENTAÇÃO DE UMA CENTRAL NUCLEAR À ÁGUA LEVE POR ÁRVORE DE FALHAS E REDE BAYESIANA
• Estudo de Confiabilidade em Reatores de Pesquisa
• Estudo de Difusao Dependente do Tempo de Neutrons e Calor em um Reator Nuclear a Leito Fluidizado
• Estudo de Escoamentos Bifásicos Gás-Líquido em Dutos Verticais e Inclinados através de Simulação Computacional
• Estudo de limites térmicos de reatores PWR de combustível tipo vareta através de código termo hidráulico no canal quente
• ESTUDO DE OXIÂNIONS TUNGSTATO E MOLIBDATO COMO INIBIDORES DE CORROSÃO PARA AÇO INOXIDÁVEL 304 EM ÁGUA PURA NA PRESENÇA E AUSÊNCIA DE CLORETOS
• Estudo de perda de pressão em maquete de feixe de elemento combustível
• Estudo de Reatividade do Reator Nuclear a Leito Fluidizado.
• ESTUDO DO ACIDENTE COM PERDA DE REFRIGERANTE DE UM REATOR PWR ATRAVÉS DE UM SIMULADOR DE ESCOPO COMPLETO E DO CODIGO COMPUTACIONAL RELAP.
• Estudo do comportamento dinâmico de um reator nuclear considerando a cinética espacial a uma dimensão
• ESTUDO DO COMPORTAMENTO ESTRUTURAL E CINETICA DE OXIDACAO DE DIOXIDO DE URANIO, POR DIFRATOMETRIA DE RAIOS-X EM ALTA TEMPERATURA.
• Estudo do Conceito de um Reator Nuclear a Leito Fluidizado (No desenvolvimento do reator nuclear a leito fluidizado foram realizadas 2 teses de doutorado e 5 mestrado.)
• Estudo do transiente de um reator nuclear a leito fluidizado
• Estudo Experimental de Circulação Natural Bifásica Usando Técnicas Ultrassônicas e de Visualização
• Estudo Experimental de Escoamentos Bifásicos Gás-Líquido Intermitentes em Tubos Circulares Verticais e Inclinados
• Estudo experimental do comportamento à fratura frágil em aços estruturais ferríticos e aplicações à determinação da curva mestra.
• Estudo inicial de um ADS para a produção de 233U utilizando o código MCNPX
• Estudo parametrico de detectores a gas
• ESTUDO SOBRE O FENÔMENO DA BIESTABILIDADE DE ESCOAMENTOS TURBULENTOS EM BANCOS DE TUBOS DE ARRANJO TRIANGULAR
• Estudo sobre a utilizaçãp da arquitetura cognitiva EPIC para ánalise de tarefas de um operador de uma usina nuclear
• Estudo Termofluidodinâmico de Reatores Nucleares Avançados de Alta Temperatura Utilizando o RELAP5-3D
• Estudos de Sensibilidade em Confiabilidade por GPT para Sistemas de Proteção Multicanal.
• Estudos de Sensibilidade no Pressurizador do Reator IRIS Utilizando Redes Neurais Artificiais
• Estudos Experimental e Teórico de Sistema Bifásico de Circulação Natural
• Evaluation of -Safety Related- and -Important to Safety- terminology for safety classification of nuclear installation items in Brazil
• Evaluation of the decommissioning fund for a nuclear power plant in Brazil
• EXPERIMENTAL AND NUMERICAL ANALYSIS OF THE FLOW INDUCED VIBRATIONS DUE TO THE CROSS-FLOW THROUGH A CLOSELY PACKED TUBE BANK WITH SQUARE ARRANGEMENT
• Experimentos de Perda de Refrigerante Total e Parcial no Reator IEA-R1.
• Experimentos de reatividade em diferentes configurações subcriticas no reator IPEN/MB-01 utilizando CPSD.
• Experimentos no circuito de circulação natural e simulação numérica com o código RELAP5/MOD3.3 LUCAS SHIMADA
• Experimentos no reator IPEN/MB-01 com refletores de aço inoxidável, aço carbono e níquel
• Experimentos no reator IPEN/MB-01 com refletores de aço inoxidável, aço carbono e níquell
• Experimentos Preliminares para a Fabricacao do revestimento de Combustivel Esferico para um Reator Nuclear a Leito Fluidizado.
• Extensão de Vida de Reatores Nucleares - Análise de Reatores a Água Pressurizada
• Fausto Maretti Júnior
• Fernando Carvalho da Silva
• FERNANDO DA SILVA MELO
• Fernando José Vieira da Cunha Filho
• Fernando Luiz de Oliveira
• Formulacao de Elementos Finitos Descontinuos Para Corpos de Revolucão Com Aplicacao Na Prevencao Contra Fratura Frágil em Vasos de Pressao de Reatores Pwr.
• Formulação de Elementos Finitos Descontínuos para Corpos de Revolução com Aplicação na Prevenção de Fratura Frágil em Vaso de Pressão de Reatores PWR
• FRANCISCO ANTONIO BRAZ FILHO
• Functional analysis, diversity and defense-in-depth principle applied for instrumentation and control architecture in accordance with U.S.NRC / Análise funcional, diversidade e princípio da defesa em profundidade aplicado à arquitectura de instrumentação e controlo em conformidade com o U.S.NRC
• Fundamentos de proteção radiológica para condução de submarinos nucleares
• Fábio Abud Mansur
• Geração Nucleo Elétrica: Retrospectiva, Situação Atual e Perspectivas Futura
• GESTÃO DO COMBUSTÍVEL NUCLEAR EM USINAS DO TIPO PWR
• Giovanni Laranjo de Stefani
• Helena Guimarães Perrenoud
• HPLC METHOD IMPROVEMENT FOR 4-NONYLPHENOL DETERMINATION IN ANAEROBIC REACTORS: DECREASING SOLVENT CONSUMPTION AND WASTE GENERATION
• Hugo Moura Dalle
• Imobilização de Xilose Isomerase de Streptomyces sp. F-1 em Microrreator Capilar de Sílica
• Impacto da Reducao de Uranio nas Placas Laterais dos Elementos Combustiveis do Reator IEA-R1 nas Analises Neutronica e Termo-hidraulica
• Impacto da redução de urânio nas placas laterais dos elementos combustíveis do reator IEA-R1 nas análises termo-hidráulica e neutrônica
• 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)
• Incipient Fault Detection on Dynamic Systems
• Influence of cosubstrates for linear anionic sulfonated alkylbenzene degradation and methane production in anaerobic batch reactors
• Integração Safety-Security em um projeto de segurança nuclear para planta de geração de energia
• Investigação experimental da distribuição de temperaturas no reator nuclear de pesquisa TRIGA IPR-R1
• Investigação Numérica do Efeito Quebra Sifão na Tubulação de Refrigeração Primária de Um Reator Nuclear de Pesquisa
• Jamil Alves do Nascimento
• Jesus Alberto Rosales Garcia
• Jesus Ortiz Espinoza
• JESÚS PÉREZ CURBELO
• Jian Su
• Joao Jachic
• Jose Antonio Diaz Dieguez
• Jose Gláucio Motta Garone
• José Antônio Martins de Mello
• José Rubens Maiorino
• Júlio César Bauly
• Leachability and basicity of Na- and K-based geopolymer powders and lattices used as biodiesel catalysts
• Licenciamento de Reatores de Pesquisa Multipropósito: um Estudo de Caso Aplicado ao Projeto do Reator Multipropósito Brasileiro (RMB).
• Licensing Approach Applicable to Land Facilities Supporting Nuclear-Powered Submarines
• Light Water Reactor Fuel Enrichment beyond the Five Per Cent Limit: Perspectives and Challenges
• Ligia Maria Moretto
• LIMITES DE ESTABILIDADE CONTRA OSCILACÕES DE FLUXO DEVIDAS A PRESENÇA DE XENÔNIO-135.
• Lineu José Pedroso, Dr. Ing.
• Luiz Alberto Macedo
• Lázara Silveira Castrillo
• Lázaro Roger García Parra
• Macroscopic cross section generation with WIMS-ANL for a PWR
• Mapa tecnológico para inserção de reatores de tório na agenda política do Brasil
• Mapeamento Analítico da Confiabilidade de Detectores de Incêndio em uma Usina Nuclear
• Marcelo Antonio Veloso
• Marcelo Takara
• Marcos Roberto Rossini
• Marcos Rodrigues de Carvalho
• Mardson Alencar de Sá Magalhães
• Maria de Lourdes Moreira
• Marino Reis Giada
• Mauricio Antoniazzi Pinheiro Rosa
• Maurício Gilberti
• MEDIDA DE SECAO DE CHOQUE COM OSCILADOR DE SINAL LOCAL
• Medida do Buckling e da Probabilidaded e Fuga de Nêutrns do Núcleo do Reator IPEN/MB-01
• Melhorias no Processamento de Rejeitos Líquidos Radioativos de Usinas Nucleares PWR
• Metals addition for enhanced hydrogen, acetic and butyric acids production from cellulosic substrates by Clostridium butyricum
• Metodologia de Especificação de Sistemas de Instrumentação e Controle para Usinas Nucleares Móveis
• Metodologia de especificação e projeto aplicado a usinas nucleares móveis
• Metodologia para a Solução Analítica das Equações de Depleção Isoptópica
• Metodologia para avaliação de níveis de segurança em redes de sensores sem fio (Wireless Sensor Network - WSN) em ambientes nucleares
• Metodologia para Determinação da Eficiência de um Monitor de Gases Emissores de Particular Beta
• Metodologia para Determinação de um Monitor de Gases Emissores de Partículas Beta
• METODOLOGIA PARA ESTUDOS DE CIRCULAÇÃO NATURAL EM CIRCUITOS FECHADOS
• Metodologia para Geração de Seção de Choque
• Metodologia para Medida de Foco de Imageamento de Escoamento Bifásico Utilizando Técnicas de Processamento Inteligente
• Metodologia para Validação de Sinal Usando Modelos Empíricos com Técnicas de Inteligência Artificial Aplicada a um Reator Nuclear
• Metodologias para correção de tunelamento e plasticidade na flexibilidade elásticade geometrias SE(B) e SE(T) - abordagem numérica e experimental
• Metodología Termo-Fluido-Dinâmica Computacional para Avaliação de Reatores que Operam a Altísimas Temperaturas com Leitos de Combustíveis Esféricos
• Miréia Florêncio Maio
• Modelación computacional neutrónica del reactor de pruebas HTR-10 usando el código MCNPX
• Modelagem Computacional da Estabilização de Sistemas Subcríticos Segundo o Modelo Unidimensional de Difusão de Nêutrons Monoenergéticos
• Modelagem Computacional de um ADSr para Transmutação de Rejeitos e Produção de Hiidrogênio
• MODELAGEM DETALHADA DE SISTEMAS NUCLEARES AVANÇADOS DO TIPO LEITO DE BOLAS COM COMBUSTÍVEL ENCAPSULADO
• Modelagem e análise termo-hidráulica do reator nuclear Angra 2 utilizando o código RELAP5-3D
• Modelagem e análise termohidráulica do reator Angra 2 com o código RELAP5-3D
• Modelagem e simulacao do termo-fonte radioativo de produtos de fissao em reatores nucleares do tipo PWR
• Modelagem numérica de escoamento ascendente em duas fases em tubo vertical de seção anular
• Modelagem numérica de um elemento combustível para estudos termo-hidráulicos
• Modelo de Cinética Inversa para o Cálculo da Reatividade de Reatores a Sal Fundido
• MODELO DE CINÉTICA PONTUAL EM REATORES NUCLEARES CONSIDERANDO VARIAÇÃO NA COMPOSIÇÃO DO COMBUSTÍVEL E DUAS ESCALAS DE TEMPO
• Modelo de Confiabilidade e Validade Psicométricas para Avaliação da Cultura de Segurança em Instalações NuclearesÇÕES NUCLEARES
• MODELO DE SISTEMA DE MONITORAÇÃO BASEADO EM AGENTES
• Modelo de Validação de Sinal Utilizando Técnicas de Inteligência Artificial Aplicados a um Reator Nuclear
• Modelo Numérico para Cálculo do Transitório Hidráulico e Interação Fluido-Estrutura em Sistemas de Transporte de Fluidos
• Modelo para avaliação de impacto do projeto de Engenharia de Fatores Humanos em usina PWR com controle digital.
• MODELO SIMPLIFICADO PARA ANALISE DE DEPARTURE FROM NUCLEATE BOILIONG (DNB)
• MODELOS LOCAIS E CONCENTRADOS PARA O ESTUDO DO COMPORTAMENTO TÉRMICO DE ELEMENTOS COMBUSTÍVEIS NUCLEARES
• Modelos Não-Lineares da Engenharia Nuclear como uma Aplicação de Programação Genética
• Molten Salt Reactor thermal-fluid dynamics evaluation using a CFD code for a theoretical power density distribution
• Monitoramento e Diagnóstico de Usinas Nucleares com Reator PWR Utilizando a Análise Exergética
• Multidimensional Finite Element Code
• Márcia Saturnino Santos
• Método alternativo para o cálculo da reatividade sem o uso da condição de criticalidade do reator antes da partida
• Método Analítico de Aproximação Polinomial para Problemas de Ordenas Discretas em Geometria Cartesiana Unidimensional
• Método de Expansão Polinomial Nodal para Solução das Equações Difusão Multigrupo
• Método Espectral Determinístico para a Solução de Problemas de Transporte de Nêutrons Usando a Formulação das Ordenadas Discretas
• Método Espectral Determinístico para Problemas de Transporte de Nêutrons na Formulação SN, Multigrupo de Energia, Geometria Unidimensional, Espalhamento Anisotrópico e Fonte Fixa
• Métodos espectronodais para cálculos de transporte de partículas neutras com fonte fixa na formulação de ordenadas discretas e multigrupo de energia
• Métodos Numéricos Aplicados à Mecânica da Fratura: Avaliação da Integridade Estrutural de Componentes Nucleares
• Módulo de Extração de Eventos em Assinaturas de Potência de Válvulas Moto- Operadas, usando um Sistema Especialista para o Sistema de Diagnóstico de Movs utilizado em Reatores Nucleares
• Nancy Isabel Alvarez Acevedo
• Nathália Felix Bomfim
• Nelson Pereira Costa Junior
• Neutronic analysis of CANDU fuel bundle with reprocessed fuel
• Neutronic and Thermal Hydraulic Analysis of a PWR Fuel Assembly using Uranium Mononitride
• Neutronic Characterization Of Cylindrical Core Of Minor Excess Reactivity In The Nuclear Reactor Ipen/Mb-01 From The Measure Of Spatial And Energetic Distribution Of Neutron Flux Distribution.
• Neutronic evaluation of annular fuel assemblies
• Neutronic Evaluation of MSBR System Using MCNP Code
• New approach to find the equilibrium cycle in PWR reactors using genetic algorithms
• New delayed neutron group constants and covariances for LWR core applications, combining summation calculations and integral experiments
• Nikolas Lymberis Scuro
• Nilson Costa Roberty
• Nonlinear Dynamics and Stability Analysis of Two-Phase Flow Systems with Application to Boiling Water Nuclear Reactors
• Nova Metodologia para Cálculo Análitico de Integrais de Ressonância em Meios Heterogêneos
• Novas Formulacoes de Elementos Finitos Para Problemas de Valor de Contorno com Camadas Limites Internas/Externas
• Novel Technological Developments with Impacts on Perspectives for Mobile Nuclear Power Plants
• Nuclear qualification of electrical equipment: challenges for the Brazilian industry
• Numerical and experimental investigation of the water flow through PWR spacer grids
• Néstor Caracciolo
• O Efeito da Região de Revestimento no Cálculo da Correção de Dancoff
• O Estado da Arte de Reatores à Sal Fundido (Molten Salt Reactors- MSR): Conceitos e Metodologia de cálculo nêutronico. PROPONENTE:
• O Metodo das ordenadas discretas na solucao da equacao de transporte em geometria plana com dependencia azimutal
• O método da maxima entropia para a reconstrução da distribuição pino a pino do fluxo de nêtrons em um elemento combustivel
• O MÉTODO PN PARA CÁLCULOS DE BLINDAGEM EM GEOMETRIA DE MULTIPLACAS
• Obtenção de Mo2C com adição de Co por reação gás-sólido em reator de leito fixo
• 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
• One Dimensional Transient Diffusion with Trapping in Media with Moving Boundaries
• One-step coupled calculations (Serpent-OpenFOAM) for a fuel rod of the IPR-R1 triga reactor
• OPTIMIERUNGS MOEGLICHKEITEN DER NICHTNUKLEAREN SIMULATION VON DRUCKWASSERREAKTOR-TRANSIENTEN
• Otimização da Eficiência Térmica de uma Usina Nuclear do Tipo PWR
• OTIMIZAÇÃO DE MÚLTIPLOS CICLOS DA RECARGA DE REATORES TIPO PWR USANDO ALGORITMOS GENÉTICOS
• Otimização por enxame de partículas aplicado ao problema combinatório da recarga de um reator nuclear
• Overview of the seismic probabilistic safety assessment applied to a nuclear installation located in a low seismicity zone
• Padrão Experimental em Espectrometria de Nêutrons Rápidos Utilizando Nêutrons da Reação D-T e Avaliação da Metodologia de Cálculo de Blindagem
• Pamela de Paula Piovezan
• Particle Transport Solutions for Problems Involving Transparent Media
• PASSIVE HEAT REMOVAL SYSTEM FOR LMFBR
• PATAGLAM: a video game strutured as a didactical material for divulgation of some of the benefits of the gama radiation produced in the Cobalt-60 Multipurpose Irradiator at IPEN's faclities
• PATRÍCIA AMÉLIA DE LIMA REIS
• Paulo Augusto Berquo de Sampaio
• Paulo Henrique Pereira Silva
• Pedro Carlos Russo Rossi
• Pedro Júlio Batista de Oliveira Nishiyama
• PhD
• Photo-Microreactor Designs Applied for Gas-Phase Photocatalytic Degradation
• POSSIBLE APPROACHS TO GENERATION IV REACTORS - A FEASIBLE CHOICE
• Potential advantages of molten salt reactor for merchant ship propulsion
• Potência gerada por decaimento de produtos de fissão e de ativação em elementos de combustível irradiados no reator IEA-R1
• Prediction of the Power Peaking Factor in a Boron-Free Small Modular Reactor Based on a Support Vector Regression Model and Control Rod Bank Positions
• Preliminary neutronic study of the S-PRISM fast reactor
• Pressurized-Water Reactor (PWR) Simulation to Investigate Nuclear Power Plant Safe Operation using MiniSIM
• Programas para Visualização de Simulações Computacionais de Dinâmica de Fluidos (CFD) usando o OpenDx
• Projeto de sistemas Termohidraulico Industriais Similares em Escala Reduzida via Metaherísticas
• Projeto e simulação de geradores de vapor
• Projeto em Escala Reduzida do Núcleo de um Reator PWR em Regime de Circulação Natural Otimizado por Algoritmo Genético
• Projeto em escala reduzida do núcleo de um reator PWR em regime de circulação natural otimizado por algoritmo genético.
• Projeto em escala reduzida do núcleo de um reator PWR em regime de circulação natural otimizado por enxame de partículas
• Proposta de Implantação de um Sistema de Gestão Ambiental no Laboratório de Rejeitos Radioativos do IPEN-SP
• Proposta de nova metodologia experimental para medida de taxa de reação nuclear no combustível do Reator IPEN/MB-01
• Proposta de um plano preliminar de monitoração radiológica em uma usina nuclear móvel
• Radojko Jacimovic
• Rafael Luiz Maciel Rocha
• Rafael Oliveira Rondon Muniz
• RANS-Based CFD Calculation for Pressure Drop and Mass Flow Rate Distribution in an MTR Fuel Assembly
• Reator Rápido Regenerador Independente de Urânio Enriquecido
• Recommendation for linearization procedure in nuclear pressure vessel-nozzle intersections
• RECONCILIAÇÃO ROBUSTA DE DADOS COM SELEÇÃO DE MODELO SIMULTÂNEA APLICADA AO CÁLCULO DA POTÊNCIA TÉRMICA DE UM REATOR NUCLEAR TIPO PWR.
• Recuperação de Bioprodutos de Lodo Granular Aeróbio e de Consórcio Granular Algal-Bacteriano
• Redes neurais para controle de sistemas de reatores nucleares
• Reinaldo Jacques Jospin
• Reliability and redundancy allocation analysis applied to a nuclear protection system
• Removal of nonylphenol ethoxylate surfactant in batch reactors: emphasis on methanogenic potential and microbial community characterization under optimized conditions
• Renata Nunes Bruel Torretta
• Response Matrix Technique in Neutron Kinetics
• Richard Brandão Nogueira Vital
• RMB experimental program on the hydrodynamical behavior of fuel assemblies
• Rogerio Chaffin Nunes
• Rogerio Rivail Rodrigues
• Rose Mary Gomes do Prado Souza
• Ruído neutrônico macroscópico até 100 kHz do reator IPEN/MB-01
• Samuel Pimentel Costa
• Samyr Siqueira de Azevedo
• Sergio Vieira Guerreiro Ribeiro
• Seung Min Lee
• Shizuca Ono
• Simulacao do Comportamento Termico de Uma Vareta Nuclear Atraves de Uma Vareta Aquecida Eletricamente.
• Simulador Virtual de Uma Central PWR
• Simulation of stead-state and transient of slow loss of cooling accident of a channel in a plate type fuel element reactor
• Simulation of the Nuclear Fuel Cycle With Recycling: Options and Outcomes
• Simulação Acoplada CFD-DEM de Reatores Nucleares de Leito Fluidizado
• Simulação CFD e estudo de similaridade para um reator de pesquisa em regime de circulação natural
• Simulação da Retirada de Calor em uma Piscina Através da Convecção Natural
• SIMULAÇÃO DA TÉCNICA CARPT APLICADA AO ESTUDO DE SISTEMAS PASSIVOS DE SEGURANÇA POR CIRCULAÇÃO NATURAL EM REATORES DE PESQUISA
• Simulação de escoamentos quase incompressíveis no pressurizador do reator IRIS via método dos elementos finitos
• SIMULAÇÃO DE TRANSITÓRIOS EM REATORES NUCLEARES UTILIZANDO CÓDIGOS DE ANÁLISE TERMOHIDRÁULICOS E NEUTRÔNICOS ACOPLADOS E NEUTRÔNICA ACOPLADOS
• Simulação de transitórios em reatores utilizando códigos de análise termo-hidráulica e neutrônica acoplados
• Simulação Numérica de Escoamento Bifásico Adiabático, Bidimensional, em Regime Transiente, aplicando o modelo de Dois Fluidos - Dissertação de Mestrado
• Simulação numérica tridimensional do fenômeno de circulação natural de um elemento combustível padrão do reator nuclear IEA-R1
• Simulações numéricas de testes de queda livre de modelo em escala 1:2 de embalagem de transporte de elemento combustível irradiado de reator nuclear de pesquisa
• SISTEMA COGNITIVO DE SUPORTE AO OPERADOR DE UMA USINA NUCLEAR BASEADO EM MÓDULOS CONTEXTUAIS
• Sistema especialista com l''ogica nebulosa para o cálculo em tempo real de Indicadores de Desempenho e Segurança na monitoração de usinas nucleares
• Sistema Especialista em OPS5 para o Processamento Inteligente de Alarmes em Usinas Nucleares
• Sistema Inteligente para Deteção de Falhas com Raciocínio Não-Monotônico
• Sistema para Determinação da Multiplicação Subcrítica
• Small modular reactor full scope core optimization using Cuckoo Optimization Algorithm
• Sobre a Termodinâmica Estendida para Misturas de Solidos e Fluidos
• Sobre a técnica de Rod-Drop em Medidas de Reatividade Integral de Bancos de Controle e Segurança de Reatores Nucleares
• Sobre o dimensionamento de uniões flangeadas retangulares parafusadas com faceinteira (Full Face)
• SOBRE UM SIMULADOR MONTE CARLO DE ENERGIA CONTÍNUA PARA INTERAÇÕES NEUTRÔNICAS NO MATERIAL DO NÚCLEO DE REATOR CONSIDERANDO EFEITOS DE UP-SCATTERING NA REGIÃO DE ENERGIAS TÉRMICAS
• Solução analítica da cinética espacial do modelo de difusão para sistemas homogêneos subcríticos acionados por fonte externa
• Solução da Equação de Difusão de Nêutrons para o Estudo da Distribuição de Potência em 3D, Aplicado a Reatores Nucleares
• Solução da Equação de Transporte de Neutrons Tridimensional utilizando Harmônicos Esféricos e o Método de Elementos Finitos
• Solução das equações da cinética pontual pelo método da decomposição de adomian
• Solução das Equações de Depleção Isotópica Usando o Método da Decomposição e Soluções Analíticas
• SPENT FUEL POOL ANALYSIS FOR A PWR USING REPROCESSED NUCLEAR FUELS
• Stability and Flow Distribution Analysis for Downward Flow in Heated Channels using Computational Fluid Dynamics Modeling.
• Study and Dynamic modeling of a pressure transducer that is based on the principle of force balance
• Sérgio Calic
• Tarcísio Passos Ribeiro de Campos
• Termohidraulica del nucleo de un reactor de piscina utilizando el codigo COBRA-IV-I
• Testes em Escoamento Monofásico em Maquete 3x3 de Elemento Combustível Nuclear
• The AP-Th 1000 - An advanced concept to use MOX of thorium in a closed fuel cycle
• The modified spectral deterministic method applied to fixed?source discrete ordinates problems in 𝑿, 𝒀? geometry
• Thermal-hydraulic validation of two-phase models in THUNDER code against benchmark results and CFD codes
• Thermal-hydraulics validation of CFD code for light water nuclear reactors against benchmark experimental results
• THERMOHYDRAULISCHE UNTERSUCHUNGEN FÜR DRÜCK- UND SIEDEWASSERREAKTOREN
• Thorium as a nuclear material: physics features and a safety analysis due to insertion of ThO2 in a PWR nuclear reactor fuel
• Total and partial loss of coolant experiments in an instrumented fuel assembly of IEA-R1 research reactor
• TRANSMUTAÇÃO DE REJEITOS RADIOATIVOS EM SISTEMAS HÍBRIDOS DE FUSÃO-FISSÃO
• TRANSPORT AND SPECTRAL EFFECTS IN THE APPLICATION OF NODAL METHODS TO FAST AND THERMAL REACTORS.
• Tratamento das Flutuações das Taxas de Partida na Monitoração das Funções Críticas de Segurança
• TRIGAFUEL
• Tritium Breeder Layer Evaluation of Fusion-Fission Hybrid System
• Two-phase flow void fraction estimation based on bubble image segmentation using Randomized Hough Transform with Neural Network (RHTN)
• Um Código em Elementos Finitos com Formulações Petrov-Galerkin para Solução das Equações de Cinética Espacial
• Um estudo da Fisica de Sistemas Multiplicativos Acionadas por Fonte e a utilizacao de codigos deterministicos no calculo destes sistemas
• Um estudo da Física de Sistemas Multiplicativos Subcríticos acionados por Aceleradores (ADS) e a utilização de Códigos Determinísticos no cálculo destes sistemas.
• Um estudo sobre métodos de cálculo e medidas experimentais de parâmetros cinéticos em sistemas subcríticos acionados por fonte.
• Um Modelo para Reconstrução da Distribuição de Potência de um Reator PWR com Base em Medidas de Detectores Fixos Internos no Núcleo do Reator
• Um Método Sintético de Difusão para Aceleração do Esquema de Iteração de Fonte de Espalhamento em Cálculos Sn Unidimensionais de Fonte Fixa
• Um Novo Algoritimo Computacional para Analise Termohidraulica de Plantas Industriais
• Um Novo Algoritmo Evolucionário com Aprendizado LVQ para a Otimização de Problemas Combinatórios como a Recarga de Reatores Nucleares
• Um Simulador Bi-dimensional do Comportamento Neutrônico em Reatores Rápidos de Baixa Potência
• UM SISTEMA DE IDENTIFICAÇÃO DE TRANSIENTES COM INCLUSÃO DE RUÍDOS E INDICAÇÃO DE EVENTOS DESCONHECIDOS
• UM SISTEMA DE REAÇÕES ACOPLADAS DE FISSÃO E FUSÃO NUCLEAR: A INFLUÊNCIA DO PROCESSO DE FUSÃO NO DESLOCAMENTO DA MEIA VIDA DOS PRODUTOS DE FISSÃO
• Uma abordagem fuzzy com envelopamento dos dados da analise dos modos e efeitos de falha
• Uma Aplicação da Técnica de Análise de Camadas de Proteção (LOPA) na Avaliação do Risco do Sistema de Hidrogênio de Refrigeração do Gerador Elétrico Principal de uma Usina Nuclear
• Uma Formulacao Petrov-Galerkin Para Sistemas de Equacoes Difernciais de Segunda Ordem
• UMA FORMULAÇÃO DE ELEMENTOS FINITOS ESTABILIZADA DE SEGUNDA-ORDEM NO TEMPO PARA ESCOAMENTOS VISCOSOS COM TRANSFERÊNCIA DE CALOR
• Uma formulação estabilizada de elementos finitos para solução das equações de Navier-Stokes em geometria axissimétrica
• Uma metodologia para comparar os resultados da cinética pontual de reatores subcríticos guiados por fonte com aqueles da cinética espacial
• Uma nova proposta para inclusão dos efeitos da perda de restrição à plasticidade na caracterização do comortamento à fratura dos aços ferríticos
• Uso de Análise Exergética para Diagnóstico de Centrais Nucleares com Reatores PWR.
• Utilizacao da Tecnica de Aceleracao de Chebyshev No Metodo Nodal Fem.
• Utilização das Funções de Green na Solução da Equação de Difusão de Neutrons em Multigrupos para um Reator Refletido e com Distribuição não Uniforme de Combustível.
• Utilização de detectores do tipo "self powered" no reator IEA-R1
• Utilização de exergia para o diagnóstico de centrais nucleares
• Utilização de Redes Neurais na Monitoração da Potência do Reator IEA-R1
• Utilização do Método de Diferenças Finitas de Malha Grossa Analítico para Solução da Equação da Difusão de Nêutrons
• Validation of the thermal-hydraulic thunder code and application for PWR core in transient conditions
• Verification and Validation of a 2x2 Subchannel CFD Model for a PWR Spacer Grid Evaluation Employing LDV Measurements
• Verificação Experimental do Mdelo do Drift Flux Dinâmico
• Very high temperature reactor (VHTR) -a proposal to generation IVreactors
• Viabilidade Neutrônica de um Conjunto Crítico Térmico-Rápido destinado ao Estudo de Reatores Rápidos
• Vigor Artese Junior
• Vinícius Ricardo Marques de Souza
• Visita Virtual Ao Reator Nuclear De Pesquisa IEA-R1.
• Wanderley Freitas Lemos
• Welton Alves de Menezes
• Youssef Morghi
• Zelmo Rodrigues de Lima