Materiais Nucleares e Blindagem de Reatores Conceito

área de pesquisa

• A Novel Coarse-Mesh Method Applied to Neutron Shielding Problems Using the Multigroup Transport Theory in Discrete Ordinates Formulations
• ABE, ALFREDO YUUITIRO
• Adimir dos Santos
• Alberto Teixeira Neto
• Alexander Lucas Busse
• Analise de Tensões emTubulações submetidas a Transientes de Temperatura e Pressão
• Antonio Sérgio de Martin Alves
• Análise do comportamento da contenção do reator Angra 2 durante um acidente de base de projeto
• ANÁLISE DO MÉTODO ALBEDO APLICADO À BLINDAGEM DAS RADIAÇÕES
• Análise Microestrutural do Zircaloy-4 submetido a diferentes Tratamentos Termomecânicos
• Análise Técnico-Econômica do Ciclo do Combustível "TANDEM". Um Estudo do Caso Brasil-Argentina
• Aplicação de Técnicas Ultra-sônicas no Estudo de Efeitos de Irradiação em Cimento Portland Comum de Fabricação Nacional
• Aplicação de Técnicas Ultrassnicasao Estudo dos Efeitos de Radiação no Cimento Portland Brasileiro.
• Aplicação do Metódo dos Elementos Finitos na Solução da Equação de Difusão em Estado Estacionário
• Artur Flávio Dias
• AUTODIFUSAO CATIONICA NO COMBUSTIVEL NUCLEAR Th,5UO2
• Avaliação de técnica de medida do tempo de percurso de ondas ultrassônicas usando o espectro de frequência
• Avaliação dos Mecanismos de Fratura e Comportamento Mecânico dos Materiais
• Avaliação Neutronica de Reator Carregado com Combustível Metálico e Refrigerado por Chumbo
• Avelino dos Santos
• Blindagem multilaminada aplicada a um reator modular de pequeno porte hipotético.
• Calculo de consumo de combustivel e distribuicao de potencia para um PWR, utilizando-se os programas Leopard e Citation
• Calculos de Parametros de um experimento de Blindagem
• Caracterização da etapa de estabilização do processo produtivo de fibra de carbono a partir de poliacrilonitrila utilizando algoritmos inteligentes
• Caracterização de aço baixo carbono microligado ao vanádio aplicado na fabricação de componentes mecânicos
• Caracterização de Fontes de Nêutrons em Rejeitos Altamente Radioativos
• Caracterização Espacial e Simulação Microestrutural de Compósitos Unidirecionais
• caracterização microestrutural de ligas Zr-Nb
• CARACTERIZAÇÃO MICROESTRUTURAL E PROPRIEDADESDE JUNTAS DISSIMILARES ENTRE AÇOS INOXIDÁVEIS FABRICADAS POR PROCESSOS DE FUSÃO
• Cassiano de Souza Guimarães
• Cassio Stein Moura
• Celso Garnica Mota
• Cesar Roberto Kiral Santaella
• Characterization and measurement of gamma radiation shielding of a new tungsten-lignin composite
• CIONE, FRANCISCO CARLOS
• Comportamento Mecânico (Fluência) do Aço Inoxidável do Tipo 316 com 50% de Redução a Frio, Irradiados com Neutrons e Partículas Alfa.
• CONTRIBUIÇÕES PARA MELHORIA DAS AVALIAÇÕES DE CHOQUE TÉRMICO PRESSURIZADO EM REATORES PWR
• Correntes de despolarizacao termicamente estimuladas em ThO2
• Corrosão da liga 800Gn em ambiente do circuito secundário da central nuclear de Angra 2
• Cálculo da Sensibilidade Térmica de Detectores Auto-Energizáveis de Cobalto Utilizqando o Método de Monte Carlo
• Cálculos de criticalidade em misturas homogêneas de urânio e plutônio
• Cálculos em teoria de transporte de nêutros de dois grupos , com espalhamento isotrópico e linearmente anisotrópico
• Código Computacional para cálculos de criticalidade em placas planas pelo método LTSn.
• Danos de Radiação por Neutrons Rápidos no Cimento Portland (Tipo 1)
• Deposicao de aerossois em acidentes postulados em reatores nucleares
• DESENVOLVIMENTO DE COMPÓSITO CERÂMICA A BASE DE B4C PARA APLICAÇÃO COMO BLINDAGEM DE RADIAÇÃO EM APLICAÇÕES ESPACIAIS.
• Desenvolvimento de Processo de Eletrólise Em Meio de Sais Fundidos Para A Produção de Metais de Terras-Raras Leves. A Obtenção do Cério Metálico.
• Desenvolvimento de processos de reciclagem de cavacos de Zircaloy via refusão em forno elétrico a arco e metalurgia do pó
• Desenvolvimento de um modelo computacional de reator nuclear para estudos de optimização da blindagem primária em submarinos nucleares.
• Desenvolvimento de um simulador antropomorfico para simulacao e medidas de dose e fluxo de neutrons na instalacao para estudos em BNCT
• 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
• Determination of chemical elements in magnesium-based materials by neutron activation analysis
• Determinação da blindagem para proteção contra radiação proveniente da dispersão atmosférica provocada por evento radiológico.
• Distribuição de Temperatura devida à Geração de Calor em Blindagem de Reatores Nucleares
• Dorival Gonçalves Tecco
• Eddy Segura Pino
• Edgar Batochio
• Efeito da Oxidacao no Comportamento Mecanico de Tubo de Zircaloy 4
• Efeito de Aditivos Na Sinterização de Carbeto de Boro
• EFEITO DO ENVELHECIMENTO TÉRMICO NA TENACIDADE À FRATURA DE AÇO ESTRUTURAL
• Effectiveness of Ni-based and Fe-based cladding alloys in delaying hydrogen generation for small modular reactors with increased accident tolerance
• Efrain Araujo Perini
• Elcio Angioletto
• Emerson Giovani Rabello
• ENGENHARIA DE REATORES
• Engenharia do Combustível Nuclear
• Esquemas Iterativos para solução numérica nodal de problemas de transporte de nêutrons monoenergéticos na formulação Sn em geometria bidimensional Cartesiana
• Estudo da Difusão de Hélio, Implantado Em Cíclotron, nos Metais de Estrutura Cúbica de Face Centrada: Au, Ag e Al.
• Estudo da Formação de Fases Cristalinas Por Difração de Raios X
• Estudo da sinterizacao do U3O8 por dilatometria
• ESTUDO DE BLINDAGEM RADIOLÓGICA VISANDO A IMPLANTAÇÃO DE UM OBTURADOR DO FEIXE DE NÊUTRONS NO CANAL DE IRRADIAÇÃO J-9 DO REATOR ARGONAUTA DO INSTITUTO DE ENGENHARIA NUCLEAR – IEN/CNEN
• ESTUDO DE UMA METODOLOGIA DE CÁLCULO PARA DETERMINAR UM ARRANJO SEGURO QUANTO A ACIDENTE DE CRITICALIDADE: METODO DO ÂNGULO SÓLIDO
• 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 NUMÉRICO PARA AVALIAÇÃO DA TÉCNICA WELD OVERLAY EM UM BOCAL CONTENDO SOLDAS DISSIMILARES DA INDÚSTRIA NUCLEAR
• Euzimar Marcelo Leite
• Experimental Analyses Defining Mechanical Characteristics of Obtained W-Cu-Ni Composite Applied as a Radiation Shielding Material
• Fernando Augusto de Andrade
• Frederico Ladeia Alvarenga
• Gabriel Giannini de Cunto
• Gabriel Trindade dos santos
• Generation of Nuclear Graphite Particles by Rotational Abrasion
• Georgi Lucki
• Graciete Simões de Andrade e Silva
• Hugo Moura Dalle
• Hybrid spectro nodal finite elements method for the solution of unidimensional fixed source neutron transport problems in multigroup discrete ordinates approach
• Integração Safety-Security em um projeto de segurança nuclear para planta de geração de energia
• INTERFERENCIAS NA ATIVACAO NEUTRONICA EM REATORES
• Irradiation stability and induced ferromagnetism in a nanocrystalline CoCrCuFeNi highly-concentrated alloy
• Jacó Júlio de Souza Costa
• José Antônio Martins de Mello
• José Luiz Batista
• João Claudio Batista Fiel
• Julian Marco Barbosa Shorto
• Juliano Schorne Pinto
• Júlio César Bauly
• Lauro Roberto dos Santos
• Leonardo Henrique Gonsioroski Furtado da Silva
• Leonardo Sales Araujo
• Levantamento das concentrações de radônio e torônio em centro comercial.
• Luis Augusto Mendes dos Reis
• Luiz Carlos Reina Pereira da Silva
• Luiz Henrique Claro
• Luís Felipe Liambos Mura
• Marco Ghungh Yamauie
• MARCOS PAULO CAVALIERE DE MEDEIROS
• Margaret de Almeida Damy
• Marina Fallone Koskinas
• Mass and Shielding Optimization Studies for a Low Enrichment Uranium Fueled Kilopower Space Nuclear Reactor
• Medida do Espectro e Fluxo de Neutrons no Nucleo do Reator IEA-R1 através da técnica de Ativação de Folhas
• Medida e Cálculo de Parâmetros de Reatividade no Reator IEA-R1
• Medidas e Analises de Ruido Neutronico do Reator de Pesquisa, Tipo Piscina, do Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares de Sao Paulo
• Medidas e calculos de espectro de neutrons emergentes de dutos em blindagens
• Medidas e Cálculos de Espectros de Neutrons Emergentes de um dutos em Blindagens
• Microcharacteristics of binary Fe - Ni alloys investigated by time dependent angular correlation technique
• Microstructural characterization of U-7.5Nb-2.5Zr alloy after ageing and constrained fatigue
• Miriam Medeiros da Silva
• MODATRANS1D
• Modelagem Espectro-Nodal Exponencial para Problemas Monoenergéticos de Penetração Profunda Segundo a Teoria de Transporte de Nêutrons na Formulação de Ordenadas Discretas
• Modelagem Matemática do Comportamento Termoidráulico de Metais Líquidos em Escoamento Turbulento
• Modelos aproximados para o calculo do transporte de particulas neutras em dutos
• Método Analítico de Aproximação Polinomial para Problemas de Ordenas Discretas em Geometria Cartesiana Unidimensional
• Métodos Numéricos Aplicados à Mecânica da Fratura: Avaliação da Integridade Estrutural de Componentes Nucleares
• Nestor Fogaca Filho
• Neutrônica Computacional Determinística
• Nora Lia Maidana
• O Método P_N para Cálculos de Blindagem em Geometria de Multiplacas
• O MÉTODO PN PARA CÁLCULOS DE BLINDAGEM EM GEOMETRIA DE MULTIPLACAS
• Observação Direta de Discordâncias e Defeitos em Nióbio Irradiado , por meio de Microscopia Eletronica de Transmissão de Alta Voltagem
• Padrao experimental em espectrometria de neutrons rapidos utilizando neutrons da reacao DT e avaliacao de metodos de calculo de blindagem
• Parallelization of a coarse - mesh neutron transport method applied in the solution of one - dimensional neutron shielding problems
• Paulo de Tarso Vida Gomes
• Paulo Rogerio Pinto Coelho
• PESQUISAS NA ÁREA DE BNCT - TERAPIA POR CAPTURA DE NÊUTRONS EM BORO
• Processamento e análise digital de imagens em estudos da cinética de recristalização de ligas Al-Mg-X
• Projeto e fabricação de uma Split Hopkinson Pressure Bar, SHPB(Barra de Kolsky).
• Prposta de um Nucleo de Reatort PWR Avançado com caracteristicas adequadas para o conceito de segurança passiva
• Radiation shielding for a nuclear fusion device with inertial electrostatic confinement
• Rafael Barbosa Libotte
• Rafael Ferreira Cury
• Ramiro José da Silva Neto
• Raquel Martins Villela Nunes
• Reações Nucleares de Alta energia ("Spallation") e Sua Aplicação em calculo de Sistemas Nucleares Acionados por Fonte
• Retrospecto da Politica Nuclear no Brasil e Perspectiva de Utilização de Pequenas e Médias Centrais Nucleares-PCN no Sistema Elétrico Brasileiro
• Rex Nazare Alves
• Ricardo Goncalves Gomide
• Roberto David Martinez Garcia
• Roberto Pereira de Oliveira
• Rose Mary Gomes do Prado Souza
• Samyr Siqueira de Azevedo
• Segurança no transporte: uma proposta de blindagem para radiofármacos
• Selma Luiza Silva
• Shizuca Ono
• Simulação de Danos e Efeitos da Radiação em Materiais Estruturais
• Simulação do Espectro de Deposição de Energia de Raios Gama em Deterores NaI utilizando o metódo de Monte Carlo
• SOLUÇÃO DA EQUAÇÃO DE TRANSPORTE LINEAR MONOENERGÉTICA EM MULTI-REGIÕES COM ESPALHAMENTO ANISOTRÓPICO ATRAVÉS DO MÉTODO FN
• 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 Multigrupo-Difusão Pelo Método de Matrizes Resposta
• Study of ph effect on AZ31 magnesium alloy corrosion for using in tempo-rary implants
• Subcritical Crack Growth in Zirconium Alloys
• Síntese e Caracterização do aço Maraging-350 tratado termicamente sob diferentes condições
• Tecnologia Nuclear Espacial
• Teoria de Transporte de Neutrons em Meios Adjacentes no Modelo de Dois Grupos e Espalhamento Isotrópico
• Teoria de Transporte de Partículas
• The F_N Method Applied to Multigroup Transport Theory in Plane Geometry
• The Formation of Bubbles in Zr Alloys Under Kr Ion Irradiation
• Transporte de Partículas Neutras em Dutos
• TÓRIO E SUAS APLICAÇÕES NUCLEARES
• Álvaro Alvarenga Júnior