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Estimativa da frequencia de danos ao nucleo devido a perda de refrigerante primario e bloqueio de canal de refrigeracao do reator de pesquisas IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP - APS nivel 1 / Estimative of core damage frequency in IPEN´s IEA-R1 research reactor (PSA level 1) due to the initiating event of loss of coolant caused by large rupture in the pipe of the primary circuitHIRATA, DANIEL M. 09 October 2014 (has links)
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:12Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:51Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP
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Desempenho sob irradiação de elementos combustíveis do tipo U-MoALMEIDA, CIRILA T. de 09 October 2014 (has links)
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:50:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:58:53Z (GMT). No. of bitstreams: 1
10885.pdf: 6800168 bytes, checksum: 564283882a42941e0a49be623bd8981e (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP
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Espectrometria gama em elementos combustiveis tipo placa irradiadosZEITUNI, CARLOS A. 09 October 2014 (has links)
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06173.pdf: 6069998 bytes, checksum: 60ab3760f99f6d97fd52766b4d449ab5 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP
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Estudo de interacoes hiperfinas em oxidos RCoOsub(3) (R=Gd e Tb) e filmes finos de HfOsub(2) por meio da tecnica de espectroscopia de correlacao angular gama-gama perturbada / Hyperfine interaction study in RCoO3 (R = Gd and Tb) and HfO2 thin film oxides by perturbed angular correlation techniqueCAVALCANTE, FABIO H. de M. 09 October 2014 (has links)
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Calculos neutronicos, termo-hidrulicos e de seguranca de um dispositivo para irradiacao de miniplacas (DIM) de elementos combustiveis tipo dispersao / Neutronic, thermal-hydraulic and safety analysis calculations for a miniplate irradiation device (MID) of dispersion fuel elementsDOMINGOS, DOUGLAS B. 09 October 2014 (has links)
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:47Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP / FAPESP:08/55686-6
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Processo alternativo para obtenção de tetrafluoreto de urânio a partir de efluentes fluoretados da etapa de reconversão de urânio / Dry uranium tetrafluoride process preparation using the uranium hexafluoride reconversion process effluentsSILVA NETO, JOAO B. da 09 October 2014 (has links)
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Estudo e desenvolvimento de uma nova metodologia de produção de iodo-125 a partir de xenônio-124 pelo método de ativação neutrônica / Study and development of a new methodology for production of iodine-125 from xenon-124 through the method of neutron activationCOSTA, OSVALDO L. da 10 December 2015 (has links)
Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-12-10T17:38:32Z
No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-12-10T17:38:32Z (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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Degradação da resina de troca iônica utilizando o reagente de Fenton / Degradation of ion spent resin using the Fentons reagentARAUJO, LEANDRO G. de 09 October 2014 (has links)
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:41:34Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:02Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O método mais comum de tratamento da resina de troca iônica radioativa é a imobilização em cimento, que reduz a liberação de radionuclídeos para o meio ambiente. Apesar de eficiente, esse método é custoso, pois a quantidade final de rejeito gerada é elevada, já que a capacidade de carga de imobilização é baixa. Este trabalho tem como objetivo desenvolver um método de degradação das resinas provenientes do reator de pesquisa nuclear do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, utilizando o Processo Oxidativo Avançado (POA) com reagentes de Fenton. Isso permitiria uma incorporação maior no cimento. Três formas da resina foram avaliadas: catiônica, aniônica, e uma mistura de ambas as resinas. As reações foram realizadas variando a concentração do catalisador (25, 50, 100 e 150 mM), do volume de peróxido de hidrogênio (320 a 460 mL), e de três temperaturas diferentes, 50, 60 e 70 °C. A solução de catalisador mais eficiente foi a de concentração de 50 mM e volume de 330 mL de peróxido, degradando aproximadamente 98% da quantidade de resina. A temperatura mais eficiente foi a de 60 º C. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP
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Estimativa da frequencia de danos ao nucleo devido a perda de refrigerante primario e bloqueio de canal de refrigeracao do reator de pesquisas IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP - APS nivel 1 / Estimative of core damage frequency in IPEN´s IEA-R1 research reactor (PSA level 1) due to the initiating event of loss of coolant caused by large rupture in the pipe of the primary circuitHIRATA, DANIEL M. 09 October 2014 (has links)
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:12Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:51Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste trabalho é aplicada a metodologia da Análise Probabilística de Segurança nível 1 ao reator IEA-R1. Inicialmente são descritos os eventos iniciadores de acidentes identificados no reator para duas categorias: perda de vazão e perda de refrigerante primário. Dentre eles foram escolhidos dois eventos iniciadores para análise mais detalhada do acidente e obtenção da estimativa da freqüência de danos ao núcleo devido a sua ocorrência. Foram selecionados os seguintes eventos iniciadores: bloqueio de canal de refrigeração (maior probabilidade) e perda de refrigerante por grande ruptura da tubulação do circuito primário (maiores consequências). Para modelar a evolução do acidente a partir da ocorrência do evento iniciador e da atuação ou não dos sistemas de segurança utilizou-se Árvore de Eventos. Através de Árvore de Falhas, também foi avaliada a confiabilidade dos seguintes sistemas: sistema de desligamento do reator, isolamento da piscina, sistema de resfriamento de emergência (SRE) e sistema elétrico. Como resultados foram obtidas as estimativas das frequências de danos ao núcleo do reator e as probabilidades de falha dos sistemas analisados. As freqüências de danos ao núcleo mostraram-se dentro das margens esperadas, sendo da mesma ordem de grandeza que os encontrados para reatores similares. As confiabilidades dos sistemas de desligamento do reator, de isolamento da piscina e do SRE foram satisfatórias para as condições em que estes sistemas foram exigidos. Todavia, para o sistema elétrico seria recomendável uma análise para verificar a possibilidade de modernização a fim de aumentar a sua confiabilidade. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP
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Desempenho sob irradiação de elementos combustíveis do tipo U-MoALMEIDA, CIRILA T. de 09 October 2014 (has links)
Made available in DSpace on 2014-10-09T12:50:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:58:53Z (GMT). No. of bitstreams: 1
10885.pdf: 6800168 bytes, checksum: 564283882a42941e0a49be623bd8981e (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP
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