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Reconsideration of Inherent Neutron Sources in Liquid Fuel of Molten Salt Reactors

Powell, Walter Newton 05 July 2013 (has links)
No description available.
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Operation and reactivity measurements of an accelerator driven subcritical TRIGA reactor

O'Kelly, David Sean, 1961- 29 August 2008 (has links)
Experiments were performed at the Nuclear Engineering Teaching Laboratory (NETL) in 2005 and 2006 in which a 20 MeV linear electron accelerator operating as a photoneutron source was coupled to the TRIGA (Training, Research, Isotope production, General Atomics) Mark II research reactor at the University of Texas at Austin (UT) to simulate the operation and characteristics of a full-scale accelerator driven subcritical system (ADSS). The experimental program provided a relatively low-cost substitute for the higher power and complexity of internationally proposed systems utilizing proton accelerators and spallation neutron sources for an advanced ADSS that may be used for the burning of high-level radioactive waste. Various instrumentation methods that permitted ADSS neutron flux monitoring in high gamma radiation fields were successfully explored and the data was used to evaluate the Stochastic Pulsed Feynman method for reactivity monitoring. / text
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Caracterizacao do campo de radiacao numa instalacao para pesquisa em BNCT utilizando o metodo de Monte Carlo codigo MCNP-4B

HERNANDES, ANTONIO C. 09 October 2014 (has links)
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:46:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:33Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07611.pdf: 2728562 bytes, checksum: f4e2c166198e6ed56d8ad3f09429fc60 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP
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Avaliacao experimental do fluxo de neutrons de um irradiador com fontes de AmBe e sua possibilidade de uso em analise de materiais

LIMA, RUY B. de 09 October 2014 (has links)
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:48:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:57:45Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09250.pdf: 2620343 bytes, checksum: 7c7a04350dced4d288c23f2472f9b667 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP
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Caracterizacao do campo de radiacao numa instalacao para pesquisa em BNCT utilizando o metodo de Monte Carlo codigo MCNP-4B

HERNANDES, ANTONIO C. 09 October 2014 (has links)
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Avaliacao experimental do fluxo de neutrons de um irradiador com fontes de AmBe e sua possibilidade de uso em analise de materiais

LIMA, RUY B. de 09 October 2014 (has links)
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:48:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:57:45Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09250.pdf: 2620343 bytes, checksum: 7c7a04350dced4d288c23f2472f9b667 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP
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Implementação e qualificação de metodologia de cálculos neutrônicos em reatores subcríticos acionados por fonte externa de nêutrons e aplicações / Implementation and qualification of neutronic calculation methodology in subcritical reactors driven by external neutron sources and applications

CARLUCCIO, THIAGO 09 October 2014 (has links)
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:34:00Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:07Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP
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Avaliação de dados nucleares para dosimetria de nêutrons / Evaluation of nuclear data for neutron dosimetry

TARDELLI, TIAGO C. 09 October 2014 (has links)
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:16Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:21Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP
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Análise neutrônica e especificação técnica para o combustível a dispersão UMo-Al com adição de veneno queimável / Neutronic analysis and technical specification for a UMo-Al dispersion fuel with burnable poison addition

MUNIZ, RAFAEL O.R. 03 February 2016 (has links)
Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-02-03T12:06:00Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-02-03T12:06:00Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP
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Implementação e qualificação de metodologia de cálculos neutrônicos em reatores subcríticos acionados por fonte externa de nêutrons e aplicações / Implementation and qualification of neutronic calculation methodology in subcritical reactors driven by external neutron sources and applications

CARLUCCIO, THIAGO 09 October 2014 (has links)
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:34:00Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:07Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O trabalho teve como objetivo a investigação de Metodologias de Cálculo dos Reatores Subcríticos acionados por fonte externa de nêutrons, tais como, \"Accelerator Driven Subcritical Reactor\" (ADSR) e \"Fusion Driven Subcritical Reator\" (FDSR) , que são reatores nucleares subcríticos com uma fonte externa de nêutrons. Tais nêutrons são produzidos, no caso do ADSR, através da interação de partículas aceleradas (prótons, deutério) com um alvo (Pb, Bi, etc) ou através das reações de fusão, no caso do FDSR. Este conceito de reator vem sendo objeto de intensa pesquisa, sobretudo pela possibilidade de ser utilizado para transmutar o enorme inventario de rejeitos nucleares, principalmente os transurânicos (TRU) e os produtos de fissão de meia-vida longa (LLFP). Neste trabalho enfatiza os seguintes aspectos: (i) complementar e aprimorar a metodologia de cálculos neutrônicos com queima e transmutação e implementá-la computacionalmente; (ii) e utilizando esta metodologia, participar dos Projetos Coordenados de Pesquisa (CRP) da Agência Internacional de energia Atômica \"Analytical and Experimental Benchmark Analysis of ADS\" e \"Collaborative work on use of LEU in ADS\", principalmente na reprodução dos resultados experimentais da instalação subcrítica Yalina Booster e também no cálculo de um núcleo subcrítico do reator IPEN/MB-01, (iii) analisar comparativamente diferentes bibliotecas de dados nucleares, no cálculo de parâmetros integrais (keff), diferenciais (espectro, fluxo) e de queima e transmutação (inventário ao final do ciclo) e (iv) aplicar a metodologia desenvolvida em um estudo que possa ajudar na escolha futura de um sistema transmutador dedicado. Foram utilizados para tanto os seguintes códigos: MCNP (Transporte de partículas por Monte Carlo), MCB (acoplamento do MCNP com código de transmutação) e o sistema NJOY para o processamento dos arquivos de dados nucleares avaliados. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

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