Combustível Nuclear Conceito

área de pesquisa

• "Análise do comportamento sob irradiação do combustível nuclear a altas queimas com os programas computacionais FRAPCON e FRAPTRAN"
• "Avaliação estrutural de um elemento combustível do tipo placa para um reator nuclear compacto"
• "Evaluation of mechanical stability of nuclear fuel plates under axial flow conditions"
• "INTELIGÊNCIA DE ENXAMES APLICADA AO PROBLEMA DE OTIMIZAÇÃO DE RECARGAS DE REATORES NUCLEARES A ÁGUA PRESSURIZADA".
• "Simulação com programas computacionais de desempenho do combustível em regimes permanente e transiente de varetas combustíveis de aço inoxidável austenítico"
• A comparative study on machine learning regression algorithms aplied to modeling gas centrifuge / Um estudo comparativo sobre algoritmos de regressão de aprendizagem de máquinas aplicado à modelagem de centrífugas a gás
• A Core Reload Pattern and Composition Optimization Methodology for PWRs
• A energia nuclear no contexto energetico brasileiro: alternativas de reatores e de ciclos de combustivel
• A simulation model for capacity planning of nuclear fuel plants for research reactors
• A THORIUM-FUEL PIN NEUTRONIC ANALYSIS USING DIFFERENT NUCLEAR CODES
• Aaron Inácio Freire
• Adelia Sahyun
• Ademir Antonio Guarnieri
• Adilson Costa da Silva
• Adonis Marcelo Saliba Silva
• An Analysis Of The Disposal Of Spent Nuclear Fuel In Brazil
• Analysis and comparison of computer programs to analyze the irradiation performance of Uranium Molybdenum monolithic fuel plates and Uranium dioxide cylindrical fuel rods in power reactors
• Analysis of heat treatment effect on fretting fatigue occurrence in Zr-1Nb-1Sn-0.1Fe fuel rods
• André Augusto Campanhole dos Santos
• André da Silva Serra
• Anselmo Salles Paschoa
• Antonella Lombardi Costa
• 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 Confiabilidade do Sistema de Ventilação da Mina Subterrânea das Indústrias Nucleares do Brasil em Caetité, Bahia
• Análise da Determinação de Actinídeos em Combustível Irradiado em Reatores BWR
• Análise de Sensibilidade em Códigos de Desempenho de Combustível Nuclear
• Análise do Comportamento da Usina Piloto de Purificação do Urânio, Considerando a Introdução da Coluna de Extração II no Fluxograma do Processo
• Análise do Determinação de Actinídeos em Combustível Irradiado em Reatores PHWR Empregando o Sistema de Códigos WIMOR
• Análise Espectrofotométrica de Tório com Alta Precisão
• Análise Neutrônica e do Comportamento sob Irradiação de Combustíveis tolerantes a Falha
• Análise Neutrônica e Especificação Técnica para o Combustível a Dispersão U-Mo-Al com Adição de Veneno Queimável
• ANÁLISES DE AMOSTRAS AMBIENTAIS PARA FINS DE SALVAGUARDAS NUCLEARES NO BRASIL
• Análises neitrônica e termo-hidraulica de dispositivos para irradiação de alvos tipo LEU de UAlx-Al e U-Ni para produção de Mo-99 nos Reatores IEA-R1 e RMB
• Aplicação de redes neurais para detecção de erros grosseiros em dados de separação de isótopos de urânio por ultracentrifugação
• Arnaldo Mezrahi
• AVALIAÇÃO QUALITATIVA DE SEGURANÇA DE UM PROJETO DE UNIDADE DE ARMAZENAMENTO COMPLEMENTAR DE COMBUSTÍVEL IRRADIADO EM TONÉIS SECOS, CONSIDERANDO OS ASPECTOS CONCEITUAIS
• Avaliação da influência do ajuste entre moldura e briquete na deformação do núcleo de placas combustíveis
• Avaliação da Integridade do Revestimento de Elementos Combustíveis do Reator TRIGA MARK1 pelo Método de Correntes Parasitas
• Avaliação das exposições ocupacionais durante as etapas de exploração e beneficiamento físico da monazita
• Avaliação de alternativas de combustível tipo placa pra reatores de pequeno porte
• Avaliação de performance de combustível nuclear em um reator do tipo SMR.
• Avaliação de Segurança de Estocagem a Seco de Combustível Irradiado em Operação de Longo Prazo
• AVALIAÇÃO DO FLUXO DE NÊUTRONS E DA TAXA DE DOSE ASSOCIADA À OPERAÇÃO DO ITER
• 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 DE SEGURANÇA DE UM PROJETO DE UNIDADE DE ARMAZENAMENTO COMPLEMENTAR DE COMBUSTÍVEL IRRADIADO EM TONÉIS SECOS, CONSIDERANDO OS ASPECTOS CONCEITUAIS
• Caracterização do Combustível paar Reatores Nucleares Produtores de Hidrogênio
• Caracterização e quantificação de fases em ligas de urânio-silício para aplicação como combustível nuclear
• Carlos Frederico Mattos Schettino
• Cintia Monteiro de Lima Fantinatti
• Contribuição ao estudo da agressão ao meio ambiente pela aplicação das pilhas a combultivel de baixa e média temperaturas considerando-se um futuro probabilístico a longo prazo
• Controle analitico dos agentes redutores na particao uranio/plutonio no processo purex
• Crescimento de multicamadas coerentes de aço inox na superfície de microesferas sinterizadas de UO2 via rota química: um artifício para aumentar a densidade de átomos de U nas pastilhas do cermet UO2-aço inox
• CRESCIMENTO DE MULTICAMADAS COERENTES DE AÇO INOX NA SUPERFÍCIE DE MICROESFERAS SINTERIZADAS DE UO2 VIA ROTA QUÍMICA: UM ARTIFÍCIO PARA AUMENTAR A DENSIDADE DE ÁTOMOS DE U NAS PASTILHAS DO CERMET UO2-AÇO INOX
• CRESCIMENTO DE MULTICAMADAS COERENTES DE AÇO INOX NA SUPERFÍCIE DE MICROESFERAS SINTERIZADAS DE UO2 VIA ROTA QUÍMICA: UM ARTIFÍCIO PARA AUMENTAR A DENSIDADE DE ÁTOMOS DE U NAS PASTILHAS DO CERMET UO2-AÇO INOX
• Cálculos em Teoria de Transporte no Modêlo de um Grupo para Células de Três Regiões
• Cálculos neutrônicos, termo-hidráulicos e de segurança de um dispositivo para Irradiação de miniplacas (DIM) de Elementos Combustíveis tipo dispersão
• Daniel Martins Braga
• Daniel Massami Hirata
• Daniele de Azevedo Baêta
• Desempenho sob Irradiação de Elementos Combustíveis do Tipo U-Mo
• DESENVOLVIMENTO DE COMBUSTIVEIS TIPO PLACA, COM NUCLEO CONSTITUIDO POR DISPERSAO U-AL, PARA REATORES DE ENSAIOS DE MATERIAIS
• Desenvolvimento de metodologias nas áreas de salvaguardas e forense nuclear utilizando a técnica de La-HR-ICPMS
• Desenvolvimento de modelos analíticos para as prpriedades térmicas e condução de calor transiente em varetas combustíveis nucleares
• Desenvolvimento de Modelos Analíticos para Propriedades Térmicas e Condução de Calor Transiente em Varetas Combustíveis Nucleares.
• Desenvolvimento de método de medição das espessuras de núcleos e revestimentos de placas combustíveis
• Desenvolvimento de processos de reciclagem de cavacos de Zircaloy via refusão em forno elétrico a arco e metalurgia do pó
• Desenvolvimento de uma Metodologia para Simulação de Reatores Refrigerados a Gás com Propósito de Transmutação
• Desenvolvimento e Caracterização do Combustível Nuclear Tipo Placa Monolitíco da Liga U-2,5Zr-7,5Nb Revestido em Zircaloy
• Desenvolvimento, construção e aplicação de acessórios para difratometria de raios X
• Determinação da Reatividade da Subcrítica URANIE pelo Método da Fonte Pulsada de Nêutrons
• Determinação das Propriedades Modais de Elementos Combustíveis Utilizados em Reatores do Tipo PWR
• Determinação de Hélio em Minerais de Berílio
• Determinação de Parâmetros de meios Heterogêneos pelo Método do Elemento Único
• 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.
• Elson Francisco da Paz
• Eneida Regina Guimarães Dourado Ribeiro
• Ensaio e avaliação por líquidos penetrantes em placas de bocais de elementos combustíveis na área nuclear
• ESTABELECIMENTO E PRIORIZAÇÃO DE FATORES RELEVANTES PARA A SEGURANÇA DE INSTALAÇÕES DO CICLO DO COMBUSTÍVEL EXCETO O REATOR ATRAVÉS DA AVALIAÇÃO DA DINÂMICA DE ARQUÉTIPOS
• ESTUDO DA DECOMPOSIÇÃO TÉRMICA DO NITRATO DE URANILA E HIDRÓXIDO DE CÉRIO EM SECADOR SPRAY"
• Estudo da Formação de Fases Cristalinas Por Difração de Raios X
• Estudo da sinterização e formação de solução solida (Th,U)O2
• Estudo das Transformações de Fases nas Ligas U-2,5Zr-7,5Nb e U-3Zr-9Nb para Aplicação em Combustível Nuclear Avançado
• Estudo das Transformações de Fases nas Ligas U-2,5Zr-7,5Nb e U-3Zr9Nb para Aplicação em Combustível Nuclear Avançado
• Estudo de Dinâmica do IPR-R1 por meio de excitações pseudo-aleatórias de reatividade
• ESTUDO DE IDENTIFICAÇÃO E CARACTERIZAÇÃO DAS FASES EXISTENTES NO SISTEMA U-GD-O
• Estudo de um casco nacional e sua instalação para armazenagem seca de combustível nuclear queimado gerado em reatores PWR.
• Estudo de uma metodologia para a seleção de locais adequados para a disposição final dos rejeitos radioativos das usinas nucleares brasileiras
• Estudo do mecanismo de bloqueio da sinterização no sistema UO2-Gd2O3
• Estudo do Processamento do Combustível UO2-7%Gd2O3, via Mistura Mecânica com Utilização de Rejeitos do Processo de Fabricação e Aditivo de Densificação
• Estudo do processo de limpeza química da superfície de placas combustíveis
• Estudo e Projeto de Novos Cestos com Boro para o Armazenamento de Elementos Combustíveis Queimados do Reator IEA-R1
• Estudo Experimental da Difusão do Cério no Combustível Nuclear UO2
• Estudo Experimental da Difusão do Urânio no Combustível Nuclear UO2
• Estudo Inicial de Combustível Anelar para PWR
• Estudo sobre tratamento integrado de efluentes quimicos e radioativos, introduzindo-se o conceito de descarga zero
• ESTUDOS DE CINÉTICA DE TROCA IÔNICA
• ESTUDOS TÉRMICOS SOBRE INTERAÇÕES QUÍMICAS NA LIGA U-Mo COM AL
• Evaluation of fretting wear occurrence on the surface of nuclear fuel rods of Zr-1Nb-1Sn-0.1Fe alloy: Effects of assembly misalignment and grid spring loading
• Farhang Sefidvash
• Flávio Francisco Ivashita
• Franklin Fabiano Lemos Palheiros
• Fátima Maria Sequeira de Carvalho
• Geraldo Corrêa Machado
• GESTÃO DO COMBUSTÍVEL NUCLEAR EM USINAS DO TIPO PWR
• Hidetoshi Takiishi
• Hidretação do zircaloy para a obtençao do pó de Zr
• Hidretação do Zircaloy-4 para a obtenção de pó de Zr
• Identificação de Assinaturas de Urânio em Amostras de Esfregaços ( Swipe Samples ) para Verificação de Atividades Nucleares para Fins de Salvaguardas
• Implantação de Técnica para Determinação de Parâmetros Hidráulicos e de Transporte de Solutos em Solos Visando a Aplicação em Simulação Computacional de Migração de Contaminantes
• Interação entre precipitação e recristalização em ligas de urânio contendo nióbio e zircônio.
• Isabel Cristina Taam Santos de Oliveira
• Ivaldete da Silva Dupim
• Jamil Alves do Nascimento
• Jesus Alberto Rosales Garcia
• JESÚS PÉREZ CURBELO
• Joao Jachic
• Jose Antonio Diaz Dieguez
• José Rubens Maiorino
• João Roberto Loureiro de Mattos
• Lauro Roberto dos Santos
• Luciano Abe
• Luis Carlos Rodrigues Machado da Silva
• Marcos Roberto Rossini
• Maria Regina Gomes Zoby
• Mateus Codognotto Cunha
• Medidas de Taxa de Reação Nuclear e Índices Espectrais ao longo do raio da pastilha do reator IPEN/MB-01
• Miréia Florêncio Maio
• Modelagem do desempenho separativo de ultracentrifugas por regressão multivariada com matriz de covariancia
• Modelagem e simulacao do termo-fonte radioativo de produtos de fissao em reatores nucleares do tipo PWR
• Modelagem Numérica com Validação Experimental de Escoamento Através do Bocal Inferior de um Elemento Combustível Nuclear
• Modelo Computacional de Densitometria e Dispersão de Urânio em imagens de Difração de Raios-X em Placas Combustíveis Nucleares
• MODELO DE APOIO A EMERGÊNCIAS NUCLEARES E RECUPERAÇÃO DE ÁREAS CONTAMINADAS
• 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 MSBR System Using MCNP Code
• Obtenção das Constantes de Decaimento e Abundâncias Relativas de Nêutrons Atrasados em Reatores de Potencia Zero. Através da Analise de Ruido em Reatores de Potência Zero.
• Paulo Apicelo de Souza Pereira
• processo de obtencäo de UO2 via diuranato de amonio
• Prof. Elias Basile Tambourgi
• Projeto e Confecção de Fontes e Simuladores Oftalmicos.
• PROPOSTA DE UM REATOR RÁPIDO REFRIGERADO A GÁS UTILIZANDO TRANSURÂNICOS
• Rafaela da Silva Andrade Freitas
• Redes Neurais Artificiais Aplicadas ao Gerenciamento de Combustíveis em Reatores Nucleares
• Rendimento da 115-Ag na fissão do 232-Th com neutrons de 14 MeV
• RENDIMENTOS DE FISSAO DO TORIO - DISTRIBUICAO EM CARGA E MASSA.
• Ricardo Alberto Neto Ferreira
• Ricardo Brant Pinheiro
• RMB experimental program on the hydrodynamical behavior of fuel assemblies
• Roberto Garcia Esteves
• Roberto Schirru
• Robson Pinheiro Lins
• Sergio Almeida Cunha Filgueiras
• Simulation of the Nuclear Fuel Cycle With Recycling: Options and Outcomes
• Simulação Térmica do Processo de Redução de UF4 a Urânio Metálico
• 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 DE AQUISIÇÃO DE DADOS E CÁLCULO DE TERMO FONTE EM CENÁRIO DE ACIDENTE POSTULADO
• Sistema de Códigos WIMOR2: Desenvolvimento, Implementação e Análise de Novas Opções no Cálculo do Inventário de Material Nuclear em Combustível Irradiado, a partir do Sistema WIMOR
• SISTEMA TIGER-ANALISE DAS CONCENTRACOES DOS PRODUTOS DE FISSAO NA QUIMA DO COMB. DE REATORES PWR USANDO ENDF/3
• Spin and Charge Distributions in Heavy Ion Fission
• Study on the operating conditions of centrifuges and their individual separative power in a stage of an isotope separation cascade
• Teofilo Mendes Neto
• Texturas cristalográficas em ligas de urânio-molibdênio laminadas a quente e recozidas
• The Formation of Bubbles in Zr Alloys Under Kr Ion Irradiation
• Thermal Fatigue of Zircaloy-4 Cladded U-7.5Nb-2.5Zr
• Thorium as a nuclear material: physics features and a safety analysis due to insertion of ThO2 in a PWR nuclear reactor fuel
• Transformações de fases em ligas U-Mo no estado bruto de fusão envelhecidas artificialmente
• Transformações de Fases em Ligas Zr-Nb.
• Técnicas de Processamento Mineral em Escórias Provenientes de Beneficiamento Metalúrgico da Columbita/Tantalita
• Tércio Assunção Pedrosa
• TÓRIO E SUAS APLICAÇÕES NUCLEARES
• Unidade Piloto de Obtenção de Tricarbonato de Amônio e Uranilo - TCAU
• UTILIZACAO DA TECNICA ESPECTROMETRIA DE MASSA NA ANALISE DE GASES OCLUSOS EM PASTILHAS DE DIOXIDO DE URANIO
• Vinícius Silveira Garcia
• Waldomiro Luiz Rios de Mello
• Wanderlei Marinho da Silva
• Yuji Ishiguro
• Zelmo Rodrigues de Lima