[pt] Começamos estudando uma classe particular de códigos lineares, os chamados códigos de Goppa que são obtidos calculando o valor de certas funções em pontos de Kn, onde K é um corpo finito. Apresentamos uma generalização desta construção e definimos códigos de avaliação sobre K- ágebras satisfazendo certas propriedades. Para estes códigos, descrevemos um algoritmo de decodificação e mostramos que se considerarmos os códigos de Goppa em um ponto como exemplo desta nova construção, o algoritmo corrige mais erros do que o algoritmo clássico para os códigos de Goppa. / [en] We begin studying a certain type of linear code the so-called Goppa codes. These codes are constructed by taking the evaluation of certain functions at points in Kn, where K is a finite field. As a generalization of this construction, we introduce the so-called evaluation codes defined over K-algebras satisfying some properties. For these codes, we describe a decoding algorithm and we show that if we consider classical one-point Goppa codes as an example of the new construction, this algorithm correct more errors that the classical algorithm for Goppa codes.

Two numerical models have been developed to describe the volumetric changes during solidification in pure metals and alloys and to predict shrinkage defects in the castings of general three-dimensional configuration. The first model is based on the full system of the Continuity, Navier-Stokes and Enthalpy Equations. Volumetric changes are described by introducing a source term in the Continuity Equation which is a function of the rate of local phase transformation. The model is capable of simulating both volumetric shrinkage and expansion. The second simplified shrinkage model involves the solution of only the Enthalpy Equation. Simplifying assumptions that the feeding flow is governed only by gravity and solidification rate and that phase transformation proceeds only from liquid to solid allowed the fluid flow equations to be excluded from consideration. The numerical implementation of both models is based on an existing proprietary general purpose CFD code, FLOW-3D, which already contains a numerical algorithm for incompressible fluid flow with heat transfer and phase transformation. An important part of the code is. the Volume Of Fluid (VOF) algorithm for tracking multiple free surfaces. The VOF function is employed in both shrinkage models to describe shrinkage cavity formation. Several modifications to FLOW-3D have been made to improve the accuracy and efficiency of the metal/mould heat transfer and solidification algorithms. As part of the development of the upwind differencing advection algorithm used in the simulations, the Leith's method is incorporated into the public domain twodimensional SOLA code. It is shown that the resulting scheme is unconditionally stable despite being explicit.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:29Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:33Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

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 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:44:03Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:55Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06878.pdf: 8623929 bytes, checksum: 9403b721e2a38e59f0a65c626040f7f0 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:29Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:33Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Cálculo de custo ambiental é um conceito que surgiu a partir da crescente atenção dada às questões ambientais. Um impacto ambiental, convertido em termos econômicos, é um custo ambiental. Para esse cálculo, são utilizados programas computacionais, como o Simplified Approach of Estimating Impacts of Electricity Generation (SIMPACTS), que é um código que estima e quantifica os custos dos danos ambientais e danos à saúde ocasionados por diferentes tecnologias de geração de eletricidade. O objetivo desse trabalho é realizar o cálculo de custo ambiental das usinas nucleares de Angra 1, 2 e 3. Os resultados foram comparados com os dados do reator de Balakovo, da hidrelétrica Serra da Mesa e de uma usina a carvão genérica na França, contidos no próprio programa. O SIMPACTS possui três módulos: AIRPACTS, para quantificar os impactos e custos dos danos causados pelas emissões atmosféricas; NUKPACTS, para avaliar as doses coletivas e os efeitos na saúde latentes da operação de rotina de instalações nucleares e usinas a carvão; HYDROPACTS, para calcular os custos dos danos das barragens de hidrelétricas decorrentes da reinstalação de pessoas em virtude de inundações e perda de uso da terra. Nesse trabalho, foram utilizados os módulos NUKPACTS e HYDROPACTS para a realização dos cálculos. Os resultados indicam que um reator nuclear, quando comparado a uma hidrelétrica e termoelétrica de potência similar, causa menores impactos associados e, portanto, um menor custo ambiental. Por essa razão, do ponto de vista dos seus impactos ambientais, os reatores nucleares se tornam uma fonte de geração de energia atrativa. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

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

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:44:03Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:55Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06878.pdf: 8623929 bytes, checksum: 9403b721e2a38e59f0a65c626040f7f0 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-07-23T11:04:17Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-07-23T11:04:17Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-07-23T11:04:17Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-07-23T11:04:17Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Os experimentos realizados e apresentados nesta dissertação resultaram na caracterização neutrônica de núcleos na configuração cilíndrica com 30 varetas combustíveis de diâmetro com um espaço, criado pela retirada de 16 varetas centrais, preenchido com água leve (H2O) ou água pesada (D2O) no reator nuclear de pesquisa IPEN/MB-01. Nestes núcleos, efetuou-se experimentos de correlação de canais nucleares, calibração de barras de controle e irradiação de detectores de ativação de diversos materiais em forma de folhas, cujas faixas energéticas de atuação abrangem grande parte do espectro de nêutrons do núcleo do reator, para a obtenção de parâmetros nucleares, como excessos de reatividade, reatividades totais, atividades saturadas por núcleo alvo, razões espectrais, razões de cádmio e fluxo de nêutrons multigrupo. Com a irradiação de fios de ativação de ouro na parte radial foram obtidas as formas espaciais dos fluxos de nêutrons térmicos e epitérmicos. Os resultados mostraram as características espectrais dessa nova configuração com o espaço das 16 varetas combustíveis preenchido com os dois materiais moderadores. No espaço com a água leve houve um aumento significativo de 294% do fluxo de nêutrons térmicos em comparação com a configuração padrão retangular de 28×26 varetas combustíveis. Com a água pesada aumentou-se a reatividade do sistema com ρ = (783 ± 54) pcm a mais de excesso de reatividade que na configuração com água leve. Os resultados calculados foram simulados nos códigos computacionais MCNP5, SANDBP e CITATION, onde se obtiveram resultados acurados e precisos para as atividades saturadas por núcleo alvo, as distribuições energéticas e espaciais dos fluxos de nêutrons da parte ativa e de parte do refletor e as comparações diretas das seções de choque entre as razões espectrais experimentais e calculadas. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP