71 |
Fotoproducao de neutrons no sup232Th e sup238U com radiacao gama de captura de neutrons termicos no intervalo de energia entre 5,61 a 10,83 MeVGONCALEZ, ODAIR L. 09 October 2014 (has links)
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:43:06Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:36Z (GMT). No. of bitstreams: 1
06125.pdf: 6631284 bytes, checksum: 0d7cb7ea79949cb8c3121b13b630793a (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP
|
72 |
Impacto da redução na concentração de Urânio nas placas laterais dos elementos combustíveis do reator IEA-R1 nas análises neutrônica e termo-hidráulica / Uranium density reduction on fuel element side plates assessmentRIOS, ILKA A. 09 October 2014 (has links)
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:33:05Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:06Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP
|
73 |
Monitoracao continua do balanco termico para determinacao da potencia do reator IEA-R1NAHUEL CARDENAS, JOSE P. 09 October 2014 (has links)
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:44:07Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:37Z (GMT). No. of bitstreams: 1
06916.pdf: 11842255 bytes, checksum: 3613e123a5688532ff6194076f7f0e1a (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP
|
74 |
A Influencia do padrao de calibracao e da composicao do residuo de amostras de agua na eficiencia de um contador proporcional para contagem alfa e beta total. Aplicacao no controle radiologico do IPEN-CNEN/SPSANTOS, CECILIA M. 09 October 2014 (has links)
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:48:06Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:57Z (GMT). No. of bitstreams: 1
08716.pdf: 7231985 bytes, checksum: 03e0ae1f8cfad93fe1403076edaf1b9b (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP
|
75 |
Estudo das covariâncias envolvidas no método ko de análise por ativação neutrônica / Study of covariances involved in the ko method of neutron activation analysisCARDOSO, VANDERLEI 09 October 2014 (has links)
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:34:27Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP
|
76 |
Estudos do tratamento químico da superfície de placas combustíveis nucleares / Chemical treatment studies on nuclear fuel plates surfaceSANTOS, OLAIR dos 10 November 2014 (has links)
Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2014-11-10T11:30:02Z
No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-11-10T11:30:02Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP
|
77 |
Desenvolvimento de uma metodologia para caracterização do filtro cuno do reator IEA-R1 utilizando o método de Monte Carlo / Development of methodology for characterization of cartridge filters from the IEA-R1 using the Monte Carlo methodCOSTA, PRISCILA 14 April 2015 (has links)
Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-04-14T11:33:08Z
No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-04-14T11:33:08Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP
|
78 |
Otimização do feixe de irradiação na instalação para estudos em BNCT junto ao reator IEA-R1 / Optimization of the irradiation beam in the bnct research facility at IEA-R1 reactorCASTRO, VINICIUS A. de 09 June 2015 (has links)
Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-06-09T18:28:55Z
No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-06-09T18:28:55Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP
|
79 |
Estudos de tecnicas de concentracao da atividade de sup(99m)Tc eluido de geradores de sup(99)Mo/sup(99m)Tc tipo gel / Studies of techniques for the post-elution concentration of 99mTc obtained from gel type 99Mo/99mTc generatorsSUZUKI, KATIA N. 09 October 2014 (has links)
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:47Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP) / Uma média de 80 % dos radiofármacos usados nas clínicas são marcados com 99mTc por suas propriedades físicas adequadas e fácil obtenção através de geradores de 99Mo/99mTc. A Diretoria de Radiofarmácia (DIRF) do IPEN-CNEN/SP desenvolveu um gerador cromatográfico tipo gel de MoZr com 99Mo produzido pela da reação 98Mo(n,)99Mo que ocorre no reator Nuclear IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. O gel é composto de molibdato de zircônio com volume de eluição de 12 mL com uma atividade de 11100 MBq (300 mCi) produzindo uma concentração radioativa de 925 MBq (25 mCi)/mL. O gerador de fissão produz uma concentração radioativa maior, de 1850 MBq (50 mCi)/mL. Pretende-se com esse trabalho desenvolver um gerador 99 Mo/99mTc tipo gel com a qual se possa eluir 99mTc obtendo-se uma concentração radioativa adequada para atender a demanda de mercado sem perder a qualidade. Foram desenvolvidos dois tipos de sistemas de concentração o único e o em série. O sistema mais adequado para o gerador de 99Mo/99mTc do tipo gel de MoZr estéril e automatizado à vácuo foi o sistema de concentração em série utilizando o cartucho Dionex 2,5 cc/QMA. O gerador de gel é eluído com 10 mL de solução de NaCl 0,1 % sendo o pertecnetato retido no cartucho aniônico QMA e eluído com 4 mL de solução de NaCl de 0,9 %. O processo dura no máximo 30 minutos. A eficiência de eluição do sistema de concentração foi de 90 %. No início de 2009 aconteceu uma crise mundial do abastecimento de 99Mo fazendo com que surgisse a necessidade do desenvolvimento de tecnologias alternativas para a produção de geradores de 99Mo/99mTc utilizando 99Mo produzido por fissão ou o desenvolvimento de um método adequado para estender a vida útil deste gerador. Os resultados deste trabalho mostraram que é possível utilizar o mesmo sistema de concentração desenvolvido para o gerador de gel, o que levará a um fator de concentração de 3 para o 99mTc eluído. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP / FAPESP:06/54851-8
|
80 |
Análises neutrônica e termo-hidráulica de um dispositivo para irradiação de alvos tipo LEU de UAlsub(x-)Al para produção de sup(99)Mo no reator IEA-R1 / Neutronic and thermal-hydraulic analysis of a device for irradiation of LEU UAlsub(x-)Al targets for de sup(99)Mo production in the IEA-R1 reactorNISHIYAMA, PEDRO J.B. de O. 09 October 2014 (has links)
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:26Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:40Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tecnécio-99m (99mTc), o produto de decaimento do molibdênio-99 (99Mo), é um dos radioisótopos mais utilizados na medicina nuclear, abrangendo cerca de 80% de todos os procedimentos de radiodiagnóstico médico pelo mundo. Atualmente o Brasil necessita de uma quantidade de aproximadamente 450 Ci de 99Mo por semana. Devido à crise e à escassez em seu fornecimento que vem sendo observada no cenário mundial desde 2008, o IPEN decidiu desenvolver um projeto próprio para produção de 99Mo através da fissão do urânio-235. O objetivo deste trabalho de dissertação foi desenvolver cálculos neutrônicos e temo-hidráulicos para avaliar a segurança operacional de um dispositivo para produção de 99Mo a ser irradiado no núcleo do reator IEA-R1. Neste dispositivo serão alojados dez alvos do tipo dispersão de UAlx-Al com baixo enriquecimento de urânio (LEU) e densidade de 2,889 gU/cm³. Para o cálculo neutrônico foram utilizados os programas computacionais HAMMER-TECHNION e CITATION e as temperaturas máximas atingidas nos alvos foram calculadas com o código MTRCR-IEAR1. Os cálculos demonstram que a irradiação do dispositivo deverá ocorrer sem consequências adversas à operação do reator. A quantidade total de 99Mo foi calculada com o programa SCALE e considerando que o tempo necessário para o processamento químico e recuperação do 99Mo será de cinco dias após a irradiação, teremos disponível para distribuição uma atividade de 99Mo de 176 Ci para 3 dias de irradiação, 236 Ci para 5 dias de irradiação e 272 Ci para 7 dias de irradiação dos alvos. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP
|
Page generated in 0.1092 seconds