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Submissões recentes

  • IPEN-DOC 26643

    MILAGRE, MARIANA X. ; DONATUS, UYIME ; MACHADO, CARULINE S.C. ; ARAUJO, JOAO V.S. ; FERREIRA, RAPHAEL O.; SILVA, REJANE M.P. ; ANTUNES, RENATO A.; COSTA, ISOLDA . Exfoliation corrosion susceptibility in the zones of friction stir welded AA2098-T351. Journal of Materials Research and Technology, v. 8, n. 6, p. 5916-5929, 2019. DOI: 10.1016/j.jmrt.2019.09.066

    Abstract: In the present study, the exfoliation susceptibility of the weld zones in friction stir weldedAA2098-T351 was compared with that of the base metal (BM) according to ASTM G34 stan-dard practice. Friction stir welding (FSW) had a significant effect on the microstructure of theAl alloy tested and the susceptibility to exfoliation was strongly affected by the microstruc-ture. Different features of corrosion attack and exfoliation susceptibility were observed whenthe zones affected by FSW were tested isolated or coupled. Also, the near-surface deformedlayer had an important effect on the Al alloy susceptibility to exfoliation. These are themain findings of this work. The corrosion features were correlated with the microstructuralmodifications related to the welding process and with the electrochemical response. TheT1 phase morphology, distribution and size were critical for exfoliation susceptibility. Thestir zone (SZ) was the zone most resistant to exfoliation. However, resistance to exfoliationvaried with the temperatures reached in the heat affected zones (HAZs). The HAZ exposedto the lowest temperatures during welding, HAZ (LT), was the most susceptible to exfoli-ation, whereas the HAZ exposed to the highest temperatures, HAZ (HT), presented highresistance to exfoliation, similarly to the SZ. The ASTM-G34 practice was an effective anduseful method in identifying the different exfoliation resistances of the BM and the vari-ous zones affected by FSW. The results of this practice were supported by electrochemicalimpedance spectroscopy (EIS) tests.

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  • IPEN-DOC 26363

    ABE, ALFREDO Y. ; MELO, CAIO; GIOVEDI, CLAUDIA; SILVA, ANTONIO T. . Modification of TRANSURANUS fuel performance code in the ATF framework. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 5036-5045.

    Abstract: The standard fuel system based on UO2–zirconium alloy has been utilized on nearly 90% of worldwide nuclear power light water reactors. After the Fukushima Daiichi accident, alternative cladding materials to zirconium-based alloys are being investigated in the framework of accident tolerance fuel (ATF) program. One of the concepts of ATF is related to cladding materials that could delay the onset of high temperature oxidation, as well as ballooning and burst, in order to improve reactor safety systems, and consequently increase the coping time for the reactor operators in accident condition, especially under Loss-of-Coolant Accident (LOCA) scenario. The ferritic iron-chromium-aluminum (FeCrAl) alloys have been identified as an alternative to replace current zirconium-based alloys based on its outstanding resistance to oxidation under superheated steam environment due to the development of alumina oxide on the alloy surface in case of LOCA; moreover, FeCrAl alloys present quite well performance under normal operation conditions due to the thin oxide rich in chromium that acts as a protective layer. The assessment and performance of new fuel systems rely on experimental irradiation program and fuel performance code simulation, therefore the aim of this work is to contribute to the computational modeling capabilities in the framework of the ATF concept. The well-known TRANSURANUS fuel performance code that is used by safety authorities, industries, laboratories, research centers and universities was modified in order to support FeCrAl alloy as cladding material. The modification of the TRANSURANUS code was based on existing data (material properties) from open literature and as verification process was performed considering LOCA accident scenario.

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  • IPEN-DOC 26357

    LIMA, LEONARDO S.; MELO, CAIO; FARIA, DANILO P.; BERRETA, JOSE; ABATI, AMANDA ; GIOVEDI, CLAUDIA . Analysis of stresses acting on the internal and external surfaces of fuel rod of a pressurized water reactor using computational simulation. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 4950-4961.

    Abstract: During operation of a Pressurized Water Reactor, the cladding of the fuel rod is subjected to various loads, such as: temperature, internal pressure, and external pressure which generate dimensional and geometric variations in the cladding tube. In the fuel rod, at the operating temperature, the internal pressure comes from the initial pre-pressurizing with Helium gas and the release of fission gases by the UO2 pellets during the irradiation. The external pressure is assumed to be the same as that of the coolant. In this paper, it was proposed the study of a mathematical model for computational simulation using the Finite Element Method to calculate and analyze the mechanical stresses acting on the internal and external surfaces of the fuel rod, adopting the normal operating condition, at 0 W of power. The boundary conditions, such as temperature and pressure profile, come from a modified version of a fuel performance code, considering as cladding material an iron-based alloy (austenitic stainless steel). The fuel rod was modeled and simulated using the Solidworks and ANSYS softwares, respectively. The values of the stresses acting on the cladding tube obtained by simulation were compared to the values obtained by analytical calculation. Then, it was checked the consistency of the adopted mathematical model, in order to ensure the reliability of the computational simulation as a tool to evaluate the stresses acting on the internal and external surfaces of the fuel rod under a PWR environment.

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  • IPEN-DOC 26356

    GIOVEDI, CLAUDIA; MELO, CAIO; ABE, ALFREDO Y. ; SILVA, ANTONIO T. ; MARTINS, MARCELO R.. Fuel performance of iron-based alloy cladding using modified TRANSURANUS code. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 4943-4949.

    Abstract: The main challenge in the nuclear area since the Fukushima Daiichi accident is to develop fuel materials to be applied in nuclear reactors aiming to increase the safety under normal operation as well as transient and accident conditions. These efforts are concentrated in the Advanced Technology Fuel (ATF) program that has as main scopes to study cladding materials to replace the zirconium-based alloys, and fuel materials presenting higher thermal conductivity compared to the conventional uranium dioxide fuel pellet. In this sense, iron-based alloys, which were used with a good performance as cladding material in the first Pressurized Water Reactors (PWR), have becoming a good option. The assessment of the behavior of different materials previously to perform irradiation tests, which are time consuming, can be performed using fuel performance codes, but for this, the conventional fuel performance codes must be modified to implement the properties of the materials that are being studied. This paper presents the results obtained using a modified version of the well-known TRANSURANUS code, obtained from the implementation of the stainless steel 348 properties as cladding material. The simulations were performed using data available in the open literature related to a PWR irradiation experiment. The results obtained using the modified version of the code were compared to those obtained using the original code version for zircaloy-4. The performance of both cladding materials was evaluated by means of the comparison of parameters such as gap thickness, fuel centerline temperature, internal pressure, and cladding stress and strain.

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  • IPEN-DOC 26350

    OLIVA, AMAURY M.; ALVES FILHO, HERMES; BARROS, RICARDO C.; CURBELO, JESUS P.. The spectral deterministic method applied to nêutron fixed-source discrete ordinates problems in X, Y-geometry for multigroup calculations. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 4702-4716.

    Abstract: A new approach for the development of a coarse-mesh numerical spectral nodal method is presented in this paper. This method, referred to as the Spectral Deterministic Method { Constant Nodal (SDM{CN), is based on a spectral analysis of the multigroup X,Y-Geometry, linearly anisotropic scattering neutron transport equations in discrete ordinates ( SN)formulation for xed-source calculations in non-multiplying media. In this paper we present typical model problems to illustrate the accuracy and the e ciency for coarse-mesh energy multigroup SN calculations of the SDM-CN method. The numerical results obtained are compared with the traditional ne-mesh Diamond Di erence (DD) method and the results obtained by DOT{II and TWOTRAN codes. The numerical results are also compared with the spectral nodal method, spectral Green's function (SGF).

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  • IPEN-DOC 26642

    TURIBIO, THOMPSON de O. . Caracterização biológica do muco epidérmico da arraia de água doce Paratrygon aiereba / Biological characterization of the epidermic mucus of freshwater stringray Paratrygon aiereba . 2018. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 83 p. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. DOI: 10.11606/T.85.2020.tde-04022020-161042

    Abstract: A epidemiologia dos agravos por peixes peçonhentos é pouco relatada, apesar da elevada morbidade e relevância para a saúde. Na região central do Brasil, as bacias do Tocantins e do rio Araguaia são muito utilizadas para atividades recreativas, especialmente entre junho e agosto. Apesar da dificuldade da identificação do animal causador do acidente por parte do acidentado, a maioria dos trabalhos cita que o gênero Potamotrygon é o mais relacionado a estes agravos. Por outro lado, arraias do gênero Paratrygon embora apresentem um ferrão menor que arraias de outros gêneros, causam bastante acidentes por se camuflarem com facilidade devido a sua cor clara, se confundindo com o fundo dos rios e lagos. O objetivo foi identificar atividades biológicas do muco da arraia Paratrygon aiereba. Os desenhos experimentais utilizando a secreção epidérmica foram a atividade edemaciante, por meio de Pletismografia, a dinâmica da alteração no sistema microcirculatório usando a microscopia intravital, a atividade nociceptiva através de estímulos químicos, o dano celular e atividade necrosante. Analisando o comportamento da atividade edemaciante em relação ao tempo, nota-se que o efeito do edema é mais acentuado nas primeiras horas do acidente, entretanto averígua-se que após 4h do acidente esta ação tende a diminuir. O modelo proposto aponta que o tempo é um fator determinante na formação do edema (p<0.0001), posto isso, realizou-se um teste para verificar se entre os tempos estudados havia diferença significativa, sendo que há uma forte significância (p<0.0001), entre os volumes das patas que receberam o muco e as patas que receberam PBS Com relação a atividade nociceptiva pode-se notar que as concentrações testes apresentaram diferença significativa em relação ao controle PBS (p<0,05). Foi verificado que a atividade nociceptiva não apresentou uma relação dose dependente direta, posto que as maiores médias foram detectadas nas menores concentrações. Com relação a dinâmica do rolamento de leucócito, verificou-se que ao final dos 30 minutos do experimento, notou-se que na concentração de 25 μg de muco, houve um aumento de aproximadamente 4 vezes em relação ao tempo basal. Nos tempos (10, 20 e 30 minutos), ao comparar a quantidaade de 12,5 μg com as concentrações de 100 μg e 200μg, apresentaram diferenças estatísticas (p<0,0001), sendo o efeito da concentração foi considerado extremamente significante. Foram determinados os níveis de lesão celular com liberação de conteúdo citoplasmático, sendo que há uma significância extremamente forte (p< 0,0001) entre os tratamentos. Foi verificado que o muco de arraia Paratrygon aiereba não causou atividade necrosante no modelo e na concentração utilizada neste trabalho. Por fim, conclui-se que o muco da arraia Paratrygon aiereba pode causar atividade edemaciante, atividade nociceptiva, interação leucócito-endotélio e danos celulares. Entretanto, não foi verificado atividade necrosante, com o modelo experimental adotado, causado pelo muco da arraia Paratrygon aiereba.

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  • IPEN-DOC 26641

    AIRES, RAQUEL da S. . Caracterização bioquímica preliminar de toxinas do muco de raia de água doce Paratrygon aiereba / Preliminary biochemical characterization of toxins from the mucus of the freshwater stingray Paratrygon aiereba . 2018. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 67 p. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. DOI: 10.11606/T.85.2020.tde-05022020-100006

    Abstract: As raias de água doce são peixes peçonhentos que vivem no fundo dos rios, podendo esconder-se em covas rasas que são escavadas em locais arenosos ou lodosos. Estes animais não são agressivos, porém devido a estes hábitos, é grande a possibilidade de acidentes, ocorrendo quando os humanos casualmente pisam na parte dorsal destes animais, os quais utilizam a cauda para se defenderem e desferem ferroadas resultando na penetração do aguilhão no corpo da vítima. Esses acidentes ocorrem principalmente no período de estiagem na região norte do país quando os rios estão mais rasos. São descritos vários casos de acidentes por raias na literatura e os ferimentos provocados pelos ferrões destes animais são dolorosos, de difícil cicatrização, causando necroses extensas e, por vezes, fenômenos sistêmicos. Essas manifestações clínicas estão desencadeadas pela ação das proteínas bioativas presentes na peçonha e no muco. Dentre os três gêneros de raias fluviais, a Paratrygon, mesmo apresentando ampla distribuição geográfica e abundância no rio Tocantins, não tem registro de estudos bioquímicos do material secretado do ferrão do dorso do animal. O presente trabalho tem por objetivo fazer uma caracterização bioquímica de forma preliminar do muco da raia Paratrygon aiereba. Ao comparar as amostras de muco epidérmico e da peçonha da P. aiereba verificaram-se perfis proteicos muito parecidos. Através de eletroforese em gel SDS-PAGE 12% foram identificados no muco, vários componentes com massa molecular variando de 8 a 100 KDa. Através da zimografia, foram visualizadas pelo menos três proteínas com atividades gelatinolítica, e pela primeira vez, atividade caseinolítica foi observada no muco. Os dados mostram atividade importante sobre os fosfolipídios. Um peptídeo com 4.907,8 Da, elevada condutividade e discreta atividade antimicrobiana para a bactéria Gram negativa Micrococus luteus foi isolada com características similares a um peptídeo - β-defensina.Os resultados deste trabalho apontam o potencial tóxico do muco epidérmico de P. aiereba podendo agravar as lesões provocadas pela peçonha do animal.

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  • IPEN-DOC 26640

    FERREIRA, MERILYN S. . Laser Raman intracavidade bombeado lateralmente emitindo na região do amarelo / Side-pumped intracavity Raman laser emitting at yellow range . 2019. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 106 p. Orientador: Niklaus Ursus Wetter. DOI: 10.11606/T.85.2020.tde-04022020-145524

    Abstract: Lasers amarelos são de grande interesse devido ao seu potencial de aplicação na área médica. Uma das principais aplicações ocorre no tratamento de doenças retinianas, onde a radiação amarela apresenta bons resultados clínicos com o mínimo de efeitos colaterais. Apesar dos avanços no desenvolvimento de lasers com comprimento de onda amarelo, todas as alternativas existentes possuem limitações principalmente com relação à custo e à escolha do comprimento de onda. Este trabalho foi desenvolvido com o objetivo de apresentar uma alternativa às opções existentes. Para isto foi empregado um sistema de bombeio lateral por diodo de um cristal de Nd3+:YLiF4 (Nd:YLF) empregando o ângulo de Brewster para obtenção de um laser com comprimento de onda fundamental em 1053 nm. Para a conversão Stokes do comprimento de onda fundamental foi utilizado um cristal de KGd(WO4)2 (KGW) em configuração intracavidade, gerando as emissões Raman em 1147 nm e 1163 nm através dos deslocamentos de Stokes principais de 768 cm-1 e 901 cm-1. Conjuntamente foi utilizado um cristal de LBO (LiB3O5), também intracavidade, que por meio do fenômeno de geração de segundo harmônico (SHG) converte o comprimento de onda Raman em laser amarelo, gerando o comprimento de onda de 573 nm com potência máxima de saída de 6,06 W e com eficiência óptica de conversão diodo-SHG de 12%. São apresentados também resultados para um laser Raman intrínseco de Yb:KGW operando em 1096 nm na conversão Stokes de 89 cm-1. Foram obtidas eficiência de inclinação e eficiência óptica diodo-Raman de 42 % e 33,2%, respectivamente.

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  • IPEN-DOC 26639

    MACHADO, CARULINE de S.C. . Estudo da corrosão localizada da liga de alumínio 2198-T8 soldada por fricção e mistura / Study of localized corrosion on 2198-T8 aluminum alloy welded by friction stir welding . 2019. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 159 p. Orientador: Isolda Costa. DOI: 10.11606/T.85.2020.tde-06022020-102545

    Abstract: Neste estudo, a microestrutura e a resistência à corrosão da liga AA2198-T8 soldada pelo processo FSW foram investigadas por técnicas microscópicas, ensaios de imersão e eletroquímicos em soluções contendo íons cloreto. Diferentes tipos de corrosão localizada foram observados na liga, os quais foram correlacionados com a microestrutura, principalmente com a presença da fase T1 (Al2CuLi) e de precipitados micrométricos compostos de Al-Cu-Fe. A simulação do perfil térmico, medidas de microdureza, medidas de calorimetria exploratória diferencial e microscopia eletrônica de transmissão foram usadas para estudar a concentração e distribuição da fase T1 ao longo das zonas afetadas pela solda e vizinhanças. Uma correlação inversa entre a microdureza e a resistência à corrosão localizada severa (CLS) foi obtida e relacionada à concentração da fase T1 nas diferentes zonas da liga soldada. A CLS foi predominante na zona não afetada pela solda, ou metal base (MB), quando testada isoladamente ou acoplada galvanicamente às demais zonas. Quando acopladas galvanicamente, a zona de mistura (ZM) atuou como catodo em relação às zonas vizinhas. No entanto, quando esta zona foi testada isoladamente das demais, a CLS foi observada, entretanto, esta foi associada a fase T2/TB. Diferenças na morfologia e cinética de ataque foram observadas entre a ZM e o MB. As técnicas locais mostraram-se apropriadas para o estudo de corrosão dessas ligas, enquanto que as técnicas eletroquímicas convencionais não apresentaram resolução suficiente para diferenciar os tipos de ataque localizado típicos destas ligas.

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  • IPEN-DOC 26638

    MORAES, DAVI A. . Planta experimental para monitoração e diagnóstico de falhas utilizando inteligência artificial / Experimental plant for monitoring and fault diagnostic using artificial intelligence . 2019. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 162 p. Orientador: Iraci Martinez Pereira Gonçalves. DOI: 10.11606/T.85.2020.tde-03022020-110813

    Abstract: Neste trabalho foi desenvolvida uma planta experimental inspirada em um reator nuclear de potência do tipo PWR e posterior aplicação de Inteligência Artificial na Monitoração e Diagnóstico de Falhas, por meio dos métodos GMDH (Group Method of Data Handling) e RNA (Redes Neurais Artificiais). Com a planta experimental, tornou-se possível aplicar conceitos inovadores de modelagem de sistemas (Digital Twin) on line para a monitoração e diagnóstico de falhas individuais e/ou combinadas. Conclui-se que, embora ambos os sistemas de monitoração apresentaram resultados satisfatórios, o GMDH demonstrou um melhor desempenho em relação às Redes Neurais, pois além de apresentar valores de desvios médios menores do que o modelo utilizando Redes Neurais, foi possível realizar a monitoração de todas as variáveis, enquanto que utilizando Redes Neurais não foi possível monitorar as variáveis de potência do aquecedor, nível, e potência e vazões das bombas. A inserção de falhas em uma ou mais variáveis de temperatura, repercutiu na estimativa da rede para as demais variáveis, porém não impediu que o Sistema de Monitoração identificasse a falha. Para determinar o comportamento do Sistema de Monitoração com falhas múltiplas, foram aplicadas falhas simultâneas nos sensores de temperatura.

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  • IPEN-DOC 26637

    DIAS, RENAN A.F. . Caracterização microestrutural e mecânica de ligas à base de níquel após processamento mecânico (deformação plástica severa) e tratamento térmico / Microstructural and mechanical characterization of nickel-based alloys after mechanical processing (severe plastic deformation) and heat treatment . 2019. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 79 p. Orientador: Waldemar Alfredo Monteiro. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-04022020-093955

    Abstract: Uma variedade significativa de propriedades apresentadas pelos materiais é fortemente dependente da microestrutura, dentre elas pode-se citar limites de resistência e escoamento, alongamento, tenacidade, resistência ao impacto entre outras. Nas ligas comercializadas a microestrutura dos metais (tamanho de grão) é controlada de acordo com a aplicação, através de tratamentos termomecânicos convencionais, como forjamento, laminação e extrusão, onde o tamanho de grão alcançado pode chegar à ordem dos micrometros. O Equal-Channel Angular Pressing (ECAP), ou Prensagem Angular em Canais Iguais, é uma técnica de processamento não convencional, que tem a capacidade de submeter os metais processado à chamada deformação plástica severa (DPS), permitindo assim a obtenção de metais com tamanhos de grão abaixo de 1μm. O presente trabalho irá analisar os fenômenos metalúrgicos envolvidos na aplicação do ECAP na superliga de níquel Inconel 600 (liga 600), composta de 72% níquel, 14-17% cromo e 6-10% ferro, que é utilizada na indústria nuclear como material dos tubos do circuito primário dos geradores de vapor dos Pressurized Water Reactors (PWR), ou Reatores de Água Pressurizada. Amostras da liga 600 foram solubilizadas e processadas por ECAP até 5 passes utilizando as rotas A e Bc e, após o processamento, algumas foram submetidas à tratamentos térmicos em diferentes temperaturas. Para caracterização microestrutural foram utilizados microscópios óptico, eletrônico de varredura e de transmissão, a textura foi analisada por meio das técnicas de difração de raios X e Electron Backscatter Diffraction, EBSD ou Difração de Elétrons Retro-Espalhados e a dureza foi caracterizada por meio de microdureza Vickers. Após a deformação da liga 600 solubilizada, observou-se uma mudança na microestrutura, a amostra solubilizada possuía grãos grosseiros e apresentava maclas de recozimento e, após o primeiro passe notou-se formação de estruturas de deformação com o aparecimento de linhas de escorregamento e após o terceiro passe são observadas bandas de deformação e de transição. Também foram observadas diferentes subestruturas de discordâncias formadas pelas diferentes rotas de processamento como estruturas celulares e microbandas. A microdureza da liga sofreu um incremento à medida que novos passes foram feitos, fenômeno que pode ser correlacionado com o aumento da resistência mecânica da liga. Além disso, observou-se que pela rota BC os valores de microdureza são mais homogêneos do que os encontrados pela rota A. As análises de EBSD evidenciaram que rota BC produziu grão mais equiaxiais e também uma quantidade maior de grãos com contornos de alto ângulo, enquanto a rota A produziu grãos mais alongados e uma menor quantidade de grãos com contornos de alto ângulo. A análise, por difração de raios X, das amostras deformadas pela rota A, sem tratamento térmico, evidenciou que uma tendência de formação de textura associada aos planos e direções {111} <110>, e após os tratamentos térmicos houve a formação uma nova textura associada aos planos e direções {114} <221>. As amostras deformadas pela rota BC tende a formar texturas referentes aos planos e direções {112} <110> apesar da formação de outras texturas, que após os tratamentos térmicos formaram diversas outras texturas associadas aos planos e direções {110} <110>, {100} <110> e {111} <110>.

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  • IPEN-DOC 26636

    SANTOS, DAVID P. dos . Renaturação da proteína de envelope do vírus da zika e do domínio III da mesma proteína utilizando altas pressões / Refolding of zika virus envelope protein and domain III of the same protein using high pressures . 2018. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 60 p. Orientador: Ligia Ely Morganti Ferreira Dias. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-03022020-094942

    Abstract: Grande parte das proteínas de importância biomédica são encontradas em concentrações pequenas nas suas formas nativas. Uma alternativa para obtenção de proteínas em grande escala é síntese por bactérias Escherichia coli geneticamente modificadas. Entretanto, frequentemente essas proteínas são produzidas como agregados insolúveis e inativos, denominados de corpos de inclusão (CI). Para se tornarem bioativas as proteínas nos CI devem ser renaturadas. O nosso objetivo foi o estabelecimento de um processo rápido e eficiente de obtenção da proteína de envelope (E) e do domínio III desta mesma proteína (EDIII) do vírus da ZIKA (ZIKV) solúveis e com atividade imunológica a partir de CI. A utilização destas proteínas se justifica pela sua relevância para o desenvolvimento de ensaios diagnósticos e para a produção de vacinas de ZIKV. A associação de alta pressão e pH alcalino se mostrou eficiente para a solubilização dos CI. A incubação dos CI em alta pressão (2,4 kbar por 90 min e 0,4 kbar por 14,5 h) em pH de 10,5 foi a melhor condição encontrada na qual foi obtida solubilização eficiente dos CI com baixa desnaturação proteica. O enovelamento das proteínas presentes nos sobrenadantes das suspensões submetidas à alta pressão foi obtido por diálise em tampão em pH de 8,5. A recuperação do E solúvel nesta condição foi de mais de 90% e a de EDIII foi de 80% em relação às quantidades totais dessas proteínas nos CI e os rendimentos foram de 130 mg de E e de 35 mg de EDIII/L de cultura bacteriana. As proteínas E e EDIII permaneceram imunologicamente ativas e foram recuperadas principalmente como monômeros e dímeros. O procedimento proposto representa uma alternativa para a produção de proteínas recombinantes imunologicamente ativas expressas como CI.

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  • IPEN-DOC 26635

    CORREA, JOAO C. . Caracterização das propriedades físicas de solo arenítico da Formação Botucatu - na região da cidade de Bofete - SP / Characterization of the physical properties of sandstone soil of Botucatu Formation - in the region of the city of Bofete - SP . 2019. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 79 p. Orientador: Margarida Mizue Hamada. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-03022020-121456

    Abstract: O Desenvolvimento humano sempre foi galgado pela utilização dos recursos naturais encontrados, porém nem sempre de maneira ordenada e correta. Um dos principais recursos utilizados pela humanidade é a água, que vem sendo retirada dos grandes aquíferos, tais como o Aquífero Guarani, que se localiza no território centro-sul da América do Sul, incluindo em seu traçado, países como Brasil, Argentina e Paraguai, de forma a comprometer a sustentabilidade do uso deste recurso com o risco de subsidência ou acomodação das camadas do sub-solo, devido à explotação de água destes reservatórios. Este fenômeno precisa ser analisado e caracterizado com bastante cuidado para prevenir ou mitigar acidentes ou incidentes em edificações e pavimentos. Em virtude da complexidade e heterogeneidade de suas estruturas e composições de acordo com sua localização, este trabalho tem o intuito de ampliar o conhecimento sobre a rocha do reservatório da Formação Botucatu, utilizando diferentes técnicas para sua caracterização, como ensaios geotécnicos, microscópio eletrônico de varredura, fluorescência e difração de raios X e tomografia computadorizada de terceira geração. A taxa de cisalhamento (Vs) foi associada a diferentes parâmetros da rocha, como densidade seca, índice de vazios, teor de umidade, grau de saturação e porosidade. O coeficiente de permeabilidade (k) obtido no teste foi de 3,34E-04 cm/s e é consistente com o valor do solo arenítico, proveniente da rocha do reservatório. O teste para obtenção do limite de plasticidade indicou que o solo rochoso avaliado não é plástico. O arenito analisado pela técnica de fluorescência de raios X é predominantemente composto por SiO2 (76%) e Al2O3 (20%), seguido por Fe2O3 (2,3%). Nos difratogramas de raios X, as amostras do arenito apresentaram picos relativos de SiO2 e Al2O9SiO2 corroborando os resultados obtidos nas medições de fluorescência de raios X. Os estudos SEM mostraram que as rochas não apresentaram cimentação em suas estruturas, indicando que são rochas de reservatório, com potencial para armazenamento de água. Uma boa resolução foi encontrada para as imagens das rochas arenito Botucatu seca, úmida e úmida contendo bário. A distribuição das densidades das partículas das rochas foi apresentada no histograma construída pelas intensidades dos pixels das imagens.

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  • IPEN-DOC 26634

    ROCHA, GILBERTO A. dos S. . Determinação da dependência temporal dos parâmetros de ablação por pulsos ultracurtos de sólidos não-metálicos pela técnica D-Scan / Determination of the temporal dependence of ablation parameters by ultrashort pulses in non-metallic solids by the D-Scan technique . 2019. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 87 p. Orientador: Ricardo Elgul Samad. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-03022020-151555

    Abstract: Este trabalho consiste no estudo e determinação do limiar de ablação de amostras sólidas não-metálicas por pulsos laser ultracurtos, verificando a sua dependência com a duração dos pulsos e sua dispersão. Para a determinação dos limiares de ablação foi utilizada a técnica do D-Scan (Diagonal-Scan), desenvolvida pelos pesquisadores do Centro de Laser e Aplicações (CLA) do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP), que consiste na movimentação diagonal da amostra através da cintura de um feixe gaussiano focalizado. Em cada amostra e para cada duração temporal foi determinada a dependência do limiar de ablação com a sobreposição dos pulsos, com o objetivo de determinar os parâmetros de ablação destes sólidos, que são sua fluência limiar de ablação para um único pulso e para um grande número de pulsos (infinitos), além do fator de incubação, que quantifica a formação de defeitos que modificam os valores dos limiares. Foram utilizadas amostras dielétricas de vidro borossilicato (BK7), safira (Al2O3), sílica fundida (SiO2), fluoreto de cálcio (CaF2), fluoreto de bário (BaF2), fluoreto de magnésio (MgF2), seleneto de zinco (ZnSe), e os semicondutores silício (Si) e germânio (Ge). Os materiais foram selecionados em função da energia de seus bandgaps, objetivando analisar a influência deste parâmetro na ablação por pulsos ultracurtos. Observamos que os limiares de ablação aumentam com o crescimento do bandgap dos materiais e com a duração dos pulsos, porém sem exibir dependência com a dispersão destes. Também determinamos que o acúmulo de defeitos nos materiais cresce com a duração do pulso e com a energia do bandgap, nos levando à hipótese que quanto mais fluência a ablação requer para ocorrer, maior a sobra de energia no material, que acaba sendo redistribuída para a criação de defeitos.

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  • IPEN-DOC 26633

    KIBRIT, EDUARDO . Modelo de sistema de gestão da sustentabilidade para organizações operadoras de reatores nucleares de pesquisa / Sustainability management system model for operating organizations of nuclear research reactors . 2019. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 216 p. Orientador: Afonso Rodrigues de Aquino. DOI: 10.11606/T.85.2020.tde-05022020-171939

    Abstract: A Agenda 2030 para o Desenvolvimento Sustentável das Nações Unidas estabelece 17 Objetivos de Desenvolvimento Sustentável (ODS). Técnicas nucleares e isotópicas contribuem diretamente para alcançar os ODS relacionados à energia, saúde humana, produção de alimentos, gerenciamento de água e proteção ambiental. Esta tese propõe um modelo de sistema de gestão da sustentabilidade para organizações operadoras de reatores nucleares de pesquisa apoiado em quatro pilares da sustentabilidade: institucional, econômico, ambiental e social. Cada pilar da sustentabilidade é formado por categorias de indicadores encontrados nas referências bibliográficas e validados por especialistas acadêmicos nucleares e de sustentabilidade, utilizando a metodologia Delphi. O modelo de sistema de gestão proposto tem uma estrutura de alto nível baseada em padrões estabelecidos pela International Organization for Standardization (ISO), considera os requisitos de segurança da International Atomic Energy Agency (IAEA) e os requisitos de sustentabilidade corporativa encontrados nas referências bibliográficas. Os requisitos e expectativas das partes interessadas são entradas do sistema de gestão. O foco do sistema de gestão é a segurança nuclear e o compromisso da organização com o desenvolvimento sustentável. Uma metodologia para a validação do sistema de gestão da sustentabilidade, uma matriz de desenvolvimento sustentável para avaliar a maturidade da gestão da sustentabilidade ao longo do tempo e um modelo de valor sustentável que avalia o caminho da organização em direção ao desenvolvimento sustentável são ferramentas que apoiam o sistema de gestão proposto. As saídas do sistema de gestão são decisões gerenciais que atendem à política, objetivos e processos da organização; produtos que atendem aos requisitos e expectativas das partes interessadas; e um Relatório de Sustentabilidade que contém indicadores nas dimensões institucional, econômica, ambiental e social. Adicionalmente, uma pesquisa de campo foi realizada para avaliar a percepção da sustentabilidade na gestão estratégica dos institutos da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) que operam reatores nucleares de pesquisa.

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  • IPEN-DOC 26632

    MAZER, AMANDA C. . Estudos dosimétricos utilizando um sistema 3D para controle de qualidade em radioterapia / Dosimetric studies using a 3D system for quality assurance in radiation therapy . 2019. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 108 p. Orientador: Hélio Yoriyaz. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-03022020-125621

    Abstract: Nos últimos anos, foi desenvolvido e comercializado um moderno sistema dosimétrico 3D composto por 1386 diodos arranjados de forma helicoidal, chamado ArcCHECK, para controle de qualidade de técnicas que envolvem modulação dos feixes na radioterapia. O escopo deste trabalho é contribuir para estudos dosimétricos para o controle de qualidade, através da análise e da compreensão de medidas experimentais realizadas com o ArcCHECK e de simulações computacionais no código MCNP, baseado no Método Monte Carlo. Foram observadas as respostas do sistema para irradiações simples e estáticas, comparadas aos resultados de dois modelos computacionais desenvolvidos para simulações, além disso o método de interpolação e a sensibilidade de detecção do sistema foram testados. Foram encontradas boas reprodutibilidade, repetitividade, linearidade com a dose e com a taxa de dose e sensibilidade de detecção, embora alguns efeitos inesperados tenham sido observados principalmente devido à representação da aquisição helicoidal da dose em um mapa de distribuição 2D. O modelo computacional proposto de forma mais simples, assim como o algoritmo desenvolvido para interpolação dos dados, auxiliou na compreensão dos efeitos do ArcCHECK. O modelo mais detalhado proposto foi validado e pode ser usado como referência para diferentes simulações futuras.

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  • IPEN-DOC 26631

    LAINETTI, FABIANA de F. . Desenvolvimento do projeto arquitetônico de uma unidade móvel de irradiação do IPEN-CNEN/SP para o tratamento de efluentes industriais / Development of the architectural design of a mobile electron beam accelerator unit of IPEN-CNEN/SP for the treatment of industrial effluents . 2019. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 5 p. Orientador: Wilson Aparecido Parejo Calvo. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-06022020-153956

    Abstract: No mundo, há um aumento na demanda por água para consumo humano, bem como a priorização do uso de recursos hídricos disponíveis para abastecimento público. Nos países em desenvolvimento, como o Brasil, boa parte das águas residuais são despejadas sem tratamento em rios, lagos ou oceanos. Portanto, é necessário adotar estratégias que visem maximizar o uso dos recursos hídricos e minimizar os impactos negativos relacionados à geração de efluentes pelas indústrias. As necessidades de preservar o meio ambiente, bem como a busca pelo desenvolvimento sustentável, geraram várias ações de grupos não governamentais e mudanças na legislação em muitos países. Como consequência, restrições foram impostas quanto à liberação de efluentes no meio ambiente. O IPEN-CNEN/SP decidiu desenvolver e construir uma unidade de irradiação de feixe móvel para o tratamento de efluentes industriais. A unidade móvel terá como uma de suas principais vantagens a possibilidade de tratar os efluentes no local onde a fonte está localizada, eliminando custos e problemas burocráticos associados ao transporte de resíduos, além de divulgar a tecnologia em diversos locais no Brasil. Para implementar o projeto, o IPEN-CNEN/SP vem consolidando parcerias com empresas nacionais e internacionais. Os recursos para o desenvolvimento da unidade foram fornecidos pela Agência Brasileira de Inovação (FINEP) e pela Agência Internacional de Energia Atômica, financiando o Projeto Nacional da IAEA TC Project BRA1035 - Mobile electron beam accelerator to treat and recycle industrial effluents. O layout foi discutido com o objetivo de facilitar a manutenção do equipamento; o bem-estar e ergonomia dos operadores; otimização do espaçamento e também compatibilizar a necessidade da presença de equipamentos e espaço para os operadores.

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  • IPEN-DOC 26618

    LEITE, THAYNA M. ; SANTIAGO, ELISABETE I. . Desenvolvimento de membranas e eletrodos de PBI para célula a combustível. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 152-153.

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  • IPEN-DOC 26617

    POMIN, STEPHANIE A. ; SUZUKI, MIRIAM F. . Influência da temperatura na expressão do antagonista de prolactina humana delta 1-9 G129R-hPRL recombinante em bactérias Escherichia coli. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 150-151.

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  • IPEN-DOC 26616

    COTINHO, SAMUEL P. ; PILLIS, MARINA F. . Boretação e caracterização microestrutural do aço-carbono ABNT 1045. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 148-149.

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  • IPEN-DOC 26615

    VIEIRA, RAPHAEL R. da C.F. ; DELLAMANO, JOSE C. . Geografia do Sudeste Brasileiro: áreas potenciais para deposição de rejeitos. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 146-147.

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  • IPEN-DOC 26614

    MEDRANO, RAFAEL M. dos S.; WETTER, NIKLAUS U. . Tecnologia de lasers randômicos em soluções coloidais e cristais em pó polidisperso. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 144-145.

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  • IPEN-DOC 26613

    COSTA, RAFAEL da S.; PERONI, CIBELE N. . Comparação da eficiência entre vetores contendo a sequência complementar com ou sem a região downstream (3') do hormônio de crescimento humano em células HEK-293. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 142-143.

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  • IPEN-DOC 26612

    FERNANDES, PAULO G.J. ; ROSSI, JESUALDO L. . Soldagem de magnésio para aplicações automotivas. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 140-141.

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  • IPEN-DOC 26611

    BRANDAO, OCTAVIO A.B. ; SAKATA, SOLANGE K. . Síntese de nanopartículas de óxido de zinco via feixe de elétrons. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 138-139.

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  • IPEN-DOC 26610

    KUCHAR, NIELSEN G. ; ZEZELL, DENISE M. . Determinação da concentração de cálcio em dentina humana e bovina submetidas a radiação gama visando seu uso em modelos in situ de estudo da cárie dental. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 136-137.

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  • IPEN-DOC 26609

    BARAUNA, MILENA de O. ; VAZ, JORGE M. . Preparação e caracterização de catalisadores com nanopartículas de Au suportadas em CeO2 para oxidação preferencial de CO. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 134-135.

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  • IPEN-DOC 26608

    LIMA, MAYELLE M.P. ; VIEIRA, DANIEL P. . Comparações estruturais e funcionais entre nanopartículas superparamagnéticas de óxido de ferro sintetizadas a partir de duas fontes diferentes de ferro divalente. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 132-133.

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  • IPEN-DOC 26607

    ANDRADE, MARIANA N. de ; BUSTILLOS, JOSE O.V. . Caracterização química dos compostos orgânicos voláteis biogênicos via GC/MS. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 130-131.

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  • IPEN-DOC 26606

    RIBEIRO, LUCAS A. de S.; FREITAS, ANDERSON Z. de . Utilização da técnica de OCT para análise de pressão de punho para escrita manual. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 128-129.

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  • IPEN-DOC 26605

    ALMEIDA, LARISSA A. ; SOARES, CARLOS R.J. . Purificação de antagonista de prolactina expresso em bactérias Escherichia coli. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 126-127.

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  • IPEN-DOC 26604

    PAULA, JOSE H. de ; SILVA, PAULO S.C. da . Avaliação da qualidade da área costeira da região de Caraguatatuba utilizando conchas de organismos bivalves. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 124-125.

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  • IPEN-DOC 26602

    STEFANIAK, IZABELA ; ROCHA, MARCELO da S. . Estudo das teóricos e experimental das propriedades termofísicas dos nanofluídos de ZrO2. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 120-121.

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  • IPEN-DOC 26601

    URBANI, GUSTAVO L. ; VICENTE, ROBERTO . Aplicação da química de radiação à questões tecnológicas do cimento relacionadas ao desenvolvimento de repositórios de rejeito radioativos do modelo Borehole. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 118-119.

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  • IPEN-DOC 26600

    FREITAS, GUSTAVO G. ; SPENCER, PATRICK J. . Isolamento e caracterização de peptídases do veneno de Pseudechis Australis. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 116-117.

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  • IPEN-DOC 26599

    GOMES, GABRIELA V. ; ZEZELL, DENISE M. . Irradiação de laser Nd:YAG utilizando fotoabsorvedores para prevenção de erosão dental: cálculo do coeficiente de atenuação óptica e análise da variação de temperatura superficial e pulpar. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 114-115.

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  • IPEN-DOC 26598

    ERETIDES, GABRIEL T. ; YAMAGATA, CHIEKO . Síntese e caracterização de pó cerâmico ZrO(2)-SiO(2) para aplicação em biomateriais. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 112-113.

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  • IPEN-DOC 26597

    SILVA, GABRIEL P. da ; TAKIISHI, HIDETOSHI . Desenvolvimento de microesfera cerâmicas a base de óxido de titânio e de óxido de zircônio visando a aplicação em colunas cromatográficas de radiofarmaco (68)Ge / (68)Ga. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 110-111.

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  • IPEN-DOC 26596

    NASCIMENTO, GABRIEL G. do ; RODRIGUES, LETICIA L.C. . Estudo das propriedades luminescentes de amostra de vidro fosfato dopado com terras para aplicação em dosimetria. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 108-109.

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  • IPEN-DOC 26595

    CARVALHO, FELIPE B. ; FUNGARO, DENISE A. . Comparação entre diferentes tipos e concentrações de ácidos na produção de sílica xerogel e nanosílica a partir de cinzas de cana-de-açúcar. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 106-107.

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  • IPEN-DOC 26594

    SOUZA, ERIC W. de ; SILVA, LEONARDO G. de A. e . Avaliação da atividade antimicrobiana em cateter venoso central (CVC) revestidos de óxido de titânio e nanopartículas de prata com as cepas escheria coli e staphylococcus aureus. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 104-105.

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  • IPEN-DOC 26593

    SILVA, EDMARY M. ; BERGAMASCHI, VANDERLEI S. . Preparação de catalisadores pelo método de coprecipitação e sol-gel: uso na reforma a vapor do etanol para produção de hidrogênio. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 102-103.

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  • IPEN-DOC 26592

    SANTOS, CAROLINA M. dos ; AFFONSO, REGINA . Caracterização do sítio catalítico da enzima conversora de angiotensina-I região N-domínio. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 100-101.

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  • IPEN-DOC 26591

    ARAUJO, BEATRIZ X.P. de; GERALDO, AUREA B.C. . Solubilidade do PET em fenol. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 98-99.

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  • IPEN-DOC 26590

    MACHADO, ARTHUR P. ; SPINACE, ESTEVAM V. . Preparação do catalisador Pt/CeO2 pelo método da redução por álcool para a reação CO-PROX. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 96-97.

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  • IPEN-DOC 26589

    GONZALEZ, ANDREZA A. del C.C. ; ROSTELATO, MARIA E.C.M. . Estudo de diferentes revestimentos em nanopartícula aplicada ao tratamento de câncer. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 95-95.

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  • IPEN-DOC 26588

    SANTOS, ANDRE L.P. dos ; STEFANI, GIOVANNI L. de . Simulações monte carlo com tório e plutônio reprocessado como combustível para reatores de água pressurizada. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 92-93.

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  • IPEN-DOC 26587

    SILVA, AMANDA L. ; SOARES, CARLOS R.J. . Expressão e caracterização da tireotrofina humana (hTSH) recombinante em células CHO cultivadas em suspensão. In: PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DE INICIACAO CIENTIFICA E TECNOLOGICA; SEMINARIO ANUAL PIBIC, 25.; SEMINARIO ANUAL PROBIC, 16.; SEMINARIO ANUAL PIBITI, 9, 6-7 de novembro, 2019, São Paulo, SP. Resumo expandido... São Paulo: IPEN-CNEN/SP, 2019. p. 90-91.

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  • IPEN-DOC 26586

    MENZEL, SILVIO C. . Proposta de adequação das instalações de infraestrutura – Sala de equipamentos de informática do CPD/SEGRS – Transferência do Rack dos Módulos Clusters do CEN – Instalação elétrica provisória. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Novembro, 2019. (IPEN-CEN-PSE-SEGRS-001-00-RELT-001-00). Restrito.

    Título do projeto: Laboratório Multiusuário de Computação Científica do DIPEN

    Abstract: Apresentar as modificações necessárias para a adequação das instalações de infraestrutura da sala de equipamentos de informática do setor de Gestão de Redes e Suporte Técnico, SEGRS, viabilizando a instalação de um Rack de Módulos Clusters, RMC e respectivos Módulos de Potência Ininterruptos, MPIs (no breaks) e acessórios transferidos do Centro de Engenharia Nuclear, CEN, com o objetivo da implantação do Laboratório Multiusuário de Computação Científica, LMCC, dentro da área do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN, localizado na Av. Professor Lineu Prestes, 2.242, Portaria Sul, Butantã, na Cidade Universitária "Armando de Salles Oliveira”, CEP 05508-000, Cidade de São Paulo – SP. Este primeiro relatório aborda as modificações necessárias para a alimentação elétrica provisória do Rack de Módulos Clusters, RMC, e o escopo dos serviços deverá abranger apenas a área de elétrica e manutenção de MPIs (No Breaks) existentes. As instalações de ar condicionado, adequações no arranjo da nova sala de MPIs com a montagem de divisórias e a parte de construção civil serão abordadas no segundo relatório para a modificação definitiva da infraestrutura, quando a sala de MPIs receberá 4 (quatro) MPIs novos de 20 KVA e seus gabinetes de baterias externas.

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  • IPEN-DOC 26585

    SHORTO, JULIAN M.B. ; MOLNARY, LESLIE de ; OLIVEIRA, PATRICIA S.P. de ; YAMAGUCHI, MITSUO . Análise qualitativa e quantitativa do Máximo Acidente Hipotético para o Reator IPEN/MB-01. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Setembro, 2019. (IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-115-00). Restrito.

    Título do projeto: Reator Multipropósito Brasileiro - RMB

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  • IPEN-DOC 26584

    JUNQUEIRA, FERNANDO C. ; SANCHEZ, ANDREA . Manual de utilização do programa X-RAnalysis. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Agosto, 2019. (IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-102-00). Restrito.

    Título do projeto: Reator Multipropósito Brasileiro - RMB

    Abstract: Este relatório é uma breve descrição da utilização do programa X-RAnalysis para a determinação da densidade superficial de urânio em placas combustíveis do núcleo tipo placa do reator IPEN/MB-01. O programa pode ter seus parâmetros adaptados para placas de urânio em matriz metálica com especificações diferentes das adotadas para o reator IPEN/MB-01. O programa X-RAnalysis foi desenvolvido pelo servidor IPEN Flávio Betti, que se aposentou em 2018 e, este relatório, visa preservar as informações utilizadas por ele durante o trabalho realizado.

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  • IPEN-DOC 26583

    BETTI, FLAVIO . Calibração das radiografias digitais das placas dos elementos combustíveis para o reator IPEN/MB-01. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Setembro, 2019. (IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-101-00). Restrito.

    Título do projeto: Reator Multipropósito Brasileiro - RMB

    Abstract: Este relatório apresenta os principais aspectos técnicos relacionados ao método proposto para a calibração das radiografias digitais das placas combustíveis produzidas no CCN de acordo com especificações técnicas previamente estabelecidas pelo CEN. Entenda-se como calibração a caracterização dimensional em 2-D do núcleo (cerne) e da moldura, bem como a determinação da concentração (densidade) superficial de urânio expressa, por exemplo, em mg/cm2.

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  • IPEN-DOC 26582

    MENZEL, SILVIO C. . Melhoria do sistema de iluminação - Reator IPEN/MB-01 - Área da Célula Crítica - Especificação de serviços, croquis e materiais - Primeira etapa. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Outubro, 2019. (IPEN-CEN-PSE-RMB-005-00-RELT-098-00). Restrito.

    Título do projeto: Reator Multipropósito Brasileiro - RMB

    Abstract: Este documento apresenta a especificação de serviços, croquis e materiais para a execução da primeira etapa de melhorias nas instalações do sistema de iluminação interna da Área da Célula Crítica do Reator de Pesquisa IPEN/MB-01 do Centro de Engenharia Nuclear, CEN, dentro da área do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN, localizado na Av. Professor Lineu Prestes, 2.242, Portaria Sul, Butantã, na Cidade Universitária "Armando de Salles Oliveira”, CEP 05508-000, Cidade de São Paulo – SP.

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  • IPEN-DOC 26581

    MOLNARY, LESLIE de . Instrução operacional de meio ambiente para o acompanhamento dos dados meteorológicos. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Maio, 2019. (IPEN-CEN-PSE-INB-006-00-RELT-002-01). Restrito.

    Título do projeto: Comissionamento da Torre Meteorológica – INB Resende

    Abstract: Esse documento apresenta a Revisão 1 do documento IPEN-CEN-PSE-INB-006-00-RELT-002-00, incluindo os comentários e observações do corpo técnico da INB, para a proposta de uma Instrução Operacional de Meio Ambiente (IOMA) para o acompanhamento periódico dos dados meteorológicos coletados em torre instalada no sítio das Indústrias Nucleares do Brasil SA (INB) localizado em Resende (RJ). Essa IOMA deverá ser utilizada pelos analistas e técnicos da Coordenação de Meio Ambiente e Proteção Radiológica Ambiental (COMAP.N) e em situações com interface a outros setores. A IOMA sugere as ações que deverão ser desenvolvidas pela COMAP.N para o acompanhamento dos dados meteorológicos do sítio da INB através de um conjunto de telas de visualização, baseadas no programa LoggerNet (Datalogger Support Software) da Campbell Scientific, Inc. Esse novo conjunto de telas de visualização podem substituir as telas do supervisório atualmente utilizadas na COMAP.N (solução desenvolvida pela área da GERTI.F). As telas de visualização foram desenvolvidas para, através da leitura dos arquivos gerados pelo sistema de aquisição de dados (Resende_15min.dat e Resende_60min.dat) e disponibilizados na rede da Intranet da INB, permitir um melhor acompanhamento dos dados meteorológicos em tempo real, ou para a elaboração de relatórios de funcionamento e disponibilidade do sistema de meteorologia. Essa IOMA também permitirá que ações corretivas possam ser melhor diagnosticadas e as áreas de apoio da INB acionadas para corrigir os problemas com os sensores meteorológicos e com o datalogger. De maneira complementar, essa IOMA faz parte do processo de comissionamento do sistema de meteorologia da INB junto à DRS/CNEN. O IPEN/CNEN-SP vem apoiando a INB como entidade parceira na área de meteorologia ambiental.

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  • IPEN-DOC 26580

    MOLNARY, LESLIE de . Comissionamento do sistema de monitoração meteorológica da INB (Resende, RJ) – análise de dados – período: 08/Abril/2015 a 07/Abril/2017. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Maio, 2019. , Parte 2 (IPEN-CEN-PSE-INB-006-00-RELT-001-01). Restrito.

    Título do projeto: Comissionamento da Torre Meteorológica – INB Resende

    Abstract: Esse documento apresenta a Revisão 1 do documento IPEN-CEN-PSE-INB-006-RELT-001-00, incluindo os comentários e observações da equipe da INB, a respeito da análise dos dados coletados na Torre Meteorológica existente no sítio das Industrias Nucleares do Brasil SA (INB), localizado na Rodovia Presidente Dutra, Km 330, município de Resende (RJ) para o período de 08/04/2015 a 07/04/2017. Essa análise dos dados meteorológicos faz parte do processo de comissionamento do sistema de monitoração meteorológica da INB junto à DRS/CNEN, e da qual o IPEN/CNEN-SP vem apoiando como entidade parceira da INB. São apresentadas os valores estatísticos dos parâmetros coletados, considerações e comentários de eventuais problemas identificados nos dados que estão registrados nos arquivos gerados pelo sistema de aquisição de dados:, Resende_15min.dat e Resende_60min.dat, e disponibilizados na rede da Intranet da INB. De maneira geral, o sistema de monitoração meteorológica vem apresentando melhoras no seu desempenho funcional em relação ao início das mudanças e alterações de equipamentos e sensores realizadas a partir de meados do ano de 2014. Entretanto, ainda são observadas algumas oscilações nos valores registrados, em particular, com os dados de temperatura e diferencial de temperatura. Ao mesmo tempo, o sistema de monitoração meteorológica tem atendido e mantido os requisitos mínimos de disponibilidade e recuperação dos dados meteorológicos, conforme estabelecido na norma CNEN-NE 1.22.

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  • IPEN-DOC 26579

    MOLNARY, LESLIE de . Comissionamento do sistema de monitoração meteorológica da INB (Resende, RJ) – análise de dados – período: 08/Abril/2015 a 07/Abril/2017. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Maio, 2019. , Parte 1 (IPEN-CEN-PSE-INB-006-00-RELT-001-01). Restrito.

    Título do projeto: Comissionamento da Torre Meteorológica – INB Resende

    Abstract: Esse documento apresenta a Revisão 1 do documento IPEN-CEN-PSE-INB-006-RELT-001-00, incluindo os comentários e observações da equipe da INB, a respeito da análise dos dados coletados na Torre Meteorológica existente no sítio das Industrias Nucleares do Brasil SA (INB), localizado na Rodovia Presidente Dutra, Km 330, município de Resende (RJ) para o período de 08/04/2015 a 07/04/2017. Essa análise dos dados meteorológicos faz parte do processo de comissionamento do sistema de monitoração meteorológica da INB junto à DRS/CNEN, e da qual o IPEN/CNEN-SP vem apoiando como entidade parceira da INB. São apresentadas os valores estatísticos dos parâmetros coletados, considerações e comentários de eventuais problemas identificados nos dados que estão registrados nos arquivos gerados pelo sistema de aquisição de dados:, Resende_15min.dat e Resende_60min.dat, e disponibilizados na rede da Intranet da INB. De maneira geral, o sistema de monitoração meteorológica vem apresentando melhoras no seu desempenho funcional em relação ao início das mudanças e alterações de equipamentos e sensores realizadas a partir de meados do ano de 2014. Entretanto, ainda são observadas algumas oscilações nos valores registrados, em particular, com os dados de temperatura e diferencial de temperatura. Ao mesmo tempo, o sistema de monitoração meteorológica tem atendido e mantido os requisitos mínimos de disponibilidade e recuperação dos dados meteorológicos, conforme estabelecido na norma CNEN-NE 1.22.

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  • IPEN-DOC 26578

    MOLNARY, LESLIE de . Relatório semestral de rejeitos e de liberação de efluentes de Angra 1 - dados meteorológicos do 1º semestre de 2018. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Abril, 2019. (IPEN-CEN-PSE-ETN-221-00-RELT-008-00). Restrito.

    Título do projeto: Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto - Meteorologia

    Abstract: Esse documento apresenta os dados e parâmetros meteorológicos que estarão disponibilizados no Relatório Semestral de Rejeitos e Liberação de Efluentes de Angra 1 - 1º semestre de 2018, publicado pela área DPR.O da Eletronuclear. Entre as informações disponibilizadas estão:  As tabelas de dados meteorológicos horários para cada uma das liberações de efluentes radioativos gasosos ocorrida durante o 1º semestre de 2018;  As tabelas de distribuição da frequência combinada da direção e velocidade do vento em função da classe de estabilidade atmosférica para liberações pela chaminé de Angra 1; e  Os coeficientes mensais de dispersão atmosférica operacional não deplecionado, deplecionado e o coeficiente de deposição estimados durante o 1º semestre de 2018. Todas as informações são obtidas a partir do banco de dados meteorológicos da CNAAA em Angra dos Reis (RJ), e são de responsabilidade da área ALI.T da Eletronuclear. As informações com as datas e a duração de cada liberação de efluentes gasosos foram fornecidas pela área DPR.O. Observação: As tabelas apresentadas nesse documento seguem a numeração específica do Relatório Semestral de Rejeitos e Liberação de Efluentes de Angra 1.

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  • IPEN-DOC 26577

    MOLNARY, LESLIE de . Relatório semestral de rejeitos e de liberação de efluentes de Angra 2 - dados meteorológicos do 1º semestre de 2018. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Abril, 2019. (IPEN-CEN-PSE-ETN-221-00-RELT-007-00). Restrito.

    Título do projeto: Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto - Meteorologia

    Abstract: Esse documento apresenta os dados meteorológicos que estarão disponibilizados no Relatório Semestral de Rejeitos e Liberação de Efluentes de Angra 2 - 1º semestre de 2018, publicado pela área DPR.O da Eletronuclear. Entre os dados e informações disponibilizadas estão:  As tabelas de distribuição da frequência combinada da direção e velocidade do vento em função da classe de estabilidade atmosférica para liberações pela chaminé de Angra 2; e  Os coeficientes mensais de dispersão atmosférica operacional não deplecionado, deplecionado, e o coeficiente de deposição estimados durante o 1º semestre de 2018. Todas as informações são obtidas a partir do banco de dados meteorológicos da CNAAA em Angra dos reis (RJ), e são de responsabilidade da área ALI.T da Eletronuclear. Observação: As tabelas apresentadas nesse documento seguem a numeração específica do Relatório Semestral de Rejeitos e Liberação de Efluentes de Angra 2.

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  • IPEN-DOC 26576

    MOLNARY, LESLIE de . Análise dos dados meteorológicos da CNAAA - período Abril de 2019. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Maio, 2019. (IPEN-CEN-PSE-ETN-221-00-RELT-006-00). Restrito.

    Título do projeto: Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto - Meteorologia

    Abstract: Esse documento apresenta a análise dos dados meteorológicos de temperatura, precipitação pluviométrica, velocidade e direção do vento no nível de 10 m e a classe de estabilidade atmosférica de Pasquill coletados na Torre A e a velocidade e direção do vento no nível de 15 m da Torre C para o mês de abril de 2019. Esses dados são obtidos através do sistema de meteorologia da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto, no município de Angra dos Reis (RJ).

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  • IPEN-DOC 26575

    MOLNARY, LESLIE de . Dados de precipitação pluviométrica na CNAAA - período Janeiro a Dezembro de 2018. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Maio, 2019. (IPEN-CEN-PSE-ETN-221-00-RELT-005-00). Restrito.

    Título do projeto: Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto - Meteorologia

    Abstract: Esse documento apresenta a distribuição dos totais mensais e anual da precipitação pluviométrica observado no decorrer do ano de 2018 no sítio da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto, no município de Angra dos Reis (RJ). A precipitação pluviométrica acumulada em 2018 foi de 2.905,5 mm. O mês mais chuvoso foi Fevereiro/2018 com um total mensal de 477,5 mm. A precipitação máxima de 24 horas (período contínuo) foi de 119,25 mm entre 00 h do dia 14/02 e 24 h do dia 14/02 de2018. Os dados meteorológicos apresentados serão utilizados pela Gerência de Engenharia Civil e Estruturas Metálicas, para compor documento para o estudo da estabilidade das encostas da Serra do Mar na área próxima ao sítio da CNAAA.

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  • IPEN-DOC 26574

    MOLNARY, LESLIE de . Relatório semestral de rejeitos e de liberação de efluentes de Angra 1 - dados meteorológicos do 2º semestre de 2018. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Abril, 2019. (IPEN-CEN-PSE-ETN-221-00-RELT-004-00). Restrito.

    Título do projeto: Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto - Meteorologia

    Abstract: Esse documento apresenta os dados e parâmetros meteorológicos que estarão disponibilizados no Relatório Semestral de Rejeitos e Liberação de Efluentes de Angra 1 - 2º semestre de 2018, publicado pela área DPR.O da Eletronuclear. Entre as informações disponibilizadas estão:  As tabelas de dados meteorológicos horários para cada uma das liberações de efluentes radioativos gasosos ocorrida durante o 2º semestre de 2018;  As tabelas de distribuição da frequência combinada da direção e velocidade do vento em função da classe de estabilidade atmosférica para liberações pela chaminé de Angra 1; e  Os coeficientes mensais de dispersão atmosférica operacional não deplecionado, deplecionado e o coeficiente de deposição estimados durante o 2º semestre de 2018. Todas as informações são obtidas a partir do banco de dados meteorológicos da CNAAA em Angra dos Reis (RJ), e são de responsabilidade da áreaALI.T da Eletronuclear. As informações com as datas e a duração de cada liberação de efluentes gasosos foram fornecidas pela área DPR.O. Observação: As tabelas apresentadas nesse documento seguem a numeração específica do Relatório Semestral de Rejeitos e Liberação de Efluentes de Angra 1.

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  • IPEN-DOC 26573

    MOLNARY, LESLIE de . Relatório semestral de rejeitos e de liberação de efluentes de Angra 2 - dados meteorológicos do 2º semestre de 2018. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Abril, 2019. (IPEN-CEN-PSE-ETN-221-00-RELT-003-00). Restrito.

    Título do projeto: Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto - Meteorologia

    Abstract: Esse documento apresenta os dados meteorológicos que estarão disponibilizados no Relatório Semestral de Rejeitos e Liberação de Efluentes de Angra 2 - 2º semestre de 2018, publicado pela área DPR.O da Eletronuclear. Entre os dados e informações disponibilizadas estão:  As tabelas de distribuição da frequência combinada da direção e velocidade do vento em função da classe de estabilidade atmosférica para liberações pela chaminé de Angra 2; e  Os coeficientes mensais de dispersão atmosférica operacional não deplecionado, deplecionado, e o coeficiente de deposição estimados durante o 2º semestre de 2018. Todas as informações são obtidas a partir do banco de dados meteorológicos da CNAAA em Angra dos reis (RJ), e são de responsabilidade da área ALI.T da Eletronuclear. Observação: As tabelas apresentadas nesse documento seguem a numeração específica do Relatório Semestral de Rejeitos e Liberação de Efluentes de Angra 2.

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  • IPEN-DOC 26572

    MOLNARY, LESLIE de . Seção 2.3 – Meteorologia – Rev. 1A - Relatório preliminar de análise de segurança da Unidade de Armazenamento a Seco (UAS) - Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Março, 2019. (IPEN-CEN-PSE-ETN-221-00-RELT-002-01). Restrito.

    Título do projeto: Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto - Meteorologia

    Abstract: Esse documento apresenta o texto da Seção 2.3 – Meteorologia – Revisão 1B - do Relatório Preliminar de Análise de Segurança da Unidade de Armazenamento a Seco (UAS) da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto (CNAAA) localizado no município de Angra dos Reis, Estado do Rio de Janeiro, Brasil. A Revisão 1 procurou atender aos comentários de melhoria de texto, identificação de referências e adequação de terminologia, assim como, responder as exigências formuladas no Parecer Técnico PT-CODRE- 122/18 (SEI no. 0001124) emitido em 26/12/2018 e que faz parte do Ofício 7/2019-CGRC/DRS/CNEN de 21/01/2019. Entretanto, após a entrega do documento IPEN-CEN-PSE-ETN-221-00 - RELT-002-00, a Gerência Técnica da UAS informou que não são previstas liberações atmosféricas de rotina ou em condições de acidente. Assim sendo, a subseção 2.3.4 Atmospheric Dispersion Estimates foi reescrita, eliminado-se a necessidade de apresentar os coeficientes de dispersão de rotina (longa duração) e de acidentes (curta duração). Foi inserida uma tabela descrevendo os diversos cenários possíveis com a UAS para subsidiar a não apresentação dos respectivos coeficientes de dispersão atmosférica. O novo sistema de meteorologia da CNAAA está em fase de implantação e comissionamento e, portanto, os dados meteorológicos coletados ainda não fazem parte do banco de dados disponíveis para avaliação das variáveis meteorológicas locais.

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  • IPEN-DOC 26571

    MOLNARY, LESLIE de . Seção 2.3 – Meteorologia – Rev. 1 - Relatório preliminar de análise de segurança da Unidade de Armazenamento a Seco (UAS) - Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Fevereiro, 2019. (IPEN-CEN-PSE-ETN-221-00-RELT-002-00). Restrito.

    Título do projeto: Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto - Meteorologia

    Abstract: Esse documento apresenta o texto da Seção 2.3 – Meteorologia – Revisão 1 - do Relatório Preliminar de Análise de Segurança da Unidade de Armazenamento a Seco (UAS) da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto (CNAAA) localizado no município de Angra dos Reis, Estado do Rio de Janeiro, Brasil. A Revisão 1 procurar atender aos comentários de melhoria de texto, identificação de referências e adequação de terminologia, assim como, responder as exigências formuladas no Parecer Técnico PT-CODRE-122/18 (SEI no. 0001124) emitido em 26/12/2018 e que faz parte do Ofício 7/2019-CGRC/DRS/CNEN de 21/01/2019. O novo sistema de meteorologia da CNAAA está em fase de implantação e comissionamento e, portanto, os dados meteorológicos coletados ainda não fazem parte do banco de dados disponíveis para avaliação das variáveis meteorológicas locais.

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  • IPEN-DOC 26570

    MOLNARY, LESLIE de . Análise dos Dados de Precipitação Pluviométrica para os dias 25 a 27 de Novembro de 2018 na CNAAA. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Janeiro, 2019. (IPEN-CEN-PSE-ETN-221-00-RELT-001-00). Restrito.

    Título do projeto: Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto - Meteorologia

    Abstract: Esse documento apresenta uma análise dos dados de precipitação pluviométrica no período de 25 a 27 de novembro de 2018 observados na CNAAA. Durante esse dias foram observadas intensidades de precipitação acumuladas em 24 horas de até 96,0 mm. Valores significativos de precipitação, mas não muito superiores aos valores das normais climatológicas observados na estação do INMET/Angra dos Reis para o mês de Novembro (108,4 mm no período 1981- 2010). Essa análise foi solicitada pelo Departamento de Engenharia Civil da Eletronuclear.

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  • IPEN-DOC 26569

    MENZEL, SILVIO C. . Especificação de serviços e materiais – adequação das instalações elétricas – Prédio/Laboratório Van Der Graaf – Bancada do dispositivo de fusão nuclear – CRPQ – Projeto Básico. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Outubro, 2019. , Parte 3 (IPEN-CEN-P&D-CEN-039-00-RELT-002-00). Restrito.

    Título do projeto: Reator de Fusão Nuclear com Confinamento Eletrostático Assistido por Campo Magnético

    Abstract: Apresentar as modificações necessárias para adequação das instalações elétricas de alimentação e distribuição do Prédio/Laboratório Van Der Graaf para a implantação da Bancada do Dispositivo de Fusão Nuclear em área específica do Centro do Reator de Pesquisa, CRPQ, dentro da área do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN, localizado na Av. Professor Lineu Prestes, 2.242, Portaria Sul, Butantã, na Cidade Universitária "Armando de Salles Oliveira”, CEP 05508- 000, Cidade de São Paulo – SP.

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  • IPEN-DOC 26568

    MENZEL, SILVIO C. . Especificação de serviços e materiais – adequação das instalações elétricas – Prédio/Laboratório Van Der Graaf – Bancada do dispositivo de fusão nuclear – CRPQ – Projeto Básico. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Outubro, 2019. , Parte 2 (IPEN-CEN-P&D-CEN-039-00-RELT-002-00). Restrito.

    Título do projeto: Reator de Fusão Nuclear com Confinamento Eletrostático Assistido por Campo Magnético

    Abstract: Apresentar as modificações necessárias para adequação das instalações elétricas de alimentação e distribuição do Prédio/Laboratório Van Der Graaf para a implantação da Bancada do Dispositivo de Fusão Nuclear em área específica do Centro do Reator de Pesquisa, CRPQ, dentro da área do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN, localizado na Av. Professor Lineu Prestes, 2.242, Portaria Sul, Butantã, na Cidade Universitária "Armando de Salles Oliveira”, CEP 05508- 000, Cidade de São Paulo – SP.

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  • IPEN-DOC 26567

    MENZEL, SILVIO C. . Especificação de serviços e materiais – adequação das instalações elétricas – Prédio/Laboratório Van Der Graaf – Bancada do dispositivo de fusão nuclear – CRPQ – Projeto Básico. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - CEENG, Outubro, 2019. , Parte 1 (IPEN-CEN-P&D-CEN-039-00-RELT-002-00). Restrito.

    Título do projeto: Reator de Fusão Nuclear com Confinamento Eletrostático Assistido por Campo Magnético

    Abstract: Apresentar as modificações necessárias para adequação das instalações elétricas de alimentação e distribuição do Prédio/Laboratório Van Der Graaf para a implantação da Bancada do Dispositivo de Fusão Nuclear em área específica do Centro do Reator de Pesquisa, CRPQ, dentro da área do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN, localizado na Av. Professor Lineu Prestes, 2.242, Portaria Sul, Butantã, na Cidade Universitária "Armando de Salles Oliveira”, CEP 05508- 000, Cidade de São Paulo – SP.

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  • IPEN-DOC 26629

    YOSHIMURA, TANIA M. . Luz de baixa potência como proposta terapêutica à síndrome metabólica em modelo animal / Low level light therapy as a therapeutic proposal for mice with metabolic syndrome . 2014. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 67 p. Orientador: Martha Simões Ribeiro. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-09042015-143109

    Abstract: A síndrome metabólica (SM) é uma condição clínica que agrupa uma variedade de morbidades, como hiperglicemia, pressão arterial elevada, dislipidemia aterogênica e obesidade (particularmente na região abdominal). Nessa conjuntura, os principais tecidos-alvo da ação da insulina sofrem alterações metabólicas que aumentam o risco de ocorrência de doenças cardiovasculares e diabetes tipo 2. As alterações teciduais observadas são caracterizadas por infiltrados de células do sistema imune, especialmente macrófagos. Citocinas pró-inflamatórias, como TNF-α, são liberadas e alcançam a corrente sanguínea, promovendo nesses indivíduos um estado de inflamação crônica e sistêmica. O tecido adiposo intra-abdominal parece ser de particular importância no estabelecimento desse quadro inflamatório, e estratégias direcionadas no sentido de modular os processos inflamatórios nesse tecido podem atenuar as consequências da SM. Os reconhecidos benefícios da terapia com luz de baixa potência em condições inflamatórias nos permitem supor que essa poderia ser uma proposta terapêutica para a SM. Sendo esse o nosso foco de estudo, camundongos adultos, machos, das linhagens C57BL/6 e BALB/c receberam dieta hiperlipídica durante 8 semanas para indução do quadro de SM. Os animais foram então irradiados sobre a superfície abdominal no decorrer de 21 dias, usando um LED (λ = 850 nm, 6 sessões, 300 s por sessão, potência = 60 mW, fluência = 6 J/cm², taxa de fluência = 19 mW/cm²). Antes e durante o tratamento, amostras de sague foram coletadas para quantificação de glicose, colesterol total e triglicérides plasmáticos. Considerando os parâmetros de irradiação adotados, a terapia com luz de baixa potência não se mostrou efetiva para alterar massa corporal, glicemia, colesterol total e triglicérides de camundongos alimentados com dieta hiperlipídica.

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  • IPEN-DOC 26630

    GOMES, ANTONIO M.S. . Determinação da capacidade de adsorção de Cu, Mn e V em biomassa seca de macrófitas / Determination of Cu, Mn and V adsorption capacity in dry macrophyte biomass . 2019. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 98 p. Orientador: Paulo Sergio Cardoso da Silva. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-27122019-132214

    Abstract: Os corpos hídricos sempre foram expostos a todos os tipos de contaminação, sejam eles naturais ou antropogênicos, desde erupções vulcânicas até a liberação deliberada de esgoto químico sem qualquer tratamento. Nesse contexto, as macrófitas possuem grande importância para os ambientes aquáticos, embora ainda desconhecida para muitos. Dada a importância de pesquisas relacionadas as formas de minimizar os efeitos nocivos causados pela descarga de poluentes, o objetivo deste trabalho foi determinar a capacidade de adsorção, de elementos em soluções aquosas, por biomassa seca obtida de macrófitas (Eichhornia crasssipes, Egeria densa, Pistia stratiotes e Salvinia auriculata), como forma de contribuir para a remoção de contaminantes de efluentes, e também, como forma de utilização da matéria orgânica produzida por estas plantas. Os elementos analisados foram o cobre, manganês e vanádio, este último com poucos trabalhos relatados em literatura. A metodologia utilizada consistiu no cultivo de plantas em um ambiente livre de cargas poluidoras, produção da biomassa, determinação de características físico-químicas, determinação da capacidade de adsorção em função da variação do pH, tempo de contato e concentração dos elementos de interesse na solução. Os métodos analíticos empregados foram análise por ativação neutrônica e espectrometria de absorção atômica com forno de grafite. Os resultados indicaram que as biomassas secas produzidas não adsorveram o cobre. A biomassa de S. auriculata foi a que apresentou a maior capacidade de remoção de Mn e E. Crassipes foi a que apresentou a maior capacidade de remoção de V em soluções aquosas, nas condições em que foram realizados os procedimentos neste trabalho.

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  • IPEN-DOC 26628

    GROSCHE, LUCAS C. . Síntese de material de valor agregado a partir de coproduto da combustão de carvão : caracterização e aplicação na remediação de efluente aquoso / Synthesis of value-added material from coal combustion co-product: characterization and application in aqueous effluent remediation . 2019. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 95 p. Orientador: Denise Alves Fungaro. DOI: 10.11606/T.85.2020.tde-05122019-111420

    Abstract: O presente projeto se insere na sugestão encontrada no "Roadmap tecnológico para a produção e uso limpo do carvão mineral nacional: 2012 a 2035" quanto às ações necessárias para que seja estabelecido um ambiente favorável ao maior uso do carvão mineral no Brasil. Isso se dá no que tange ao desenvolvimento de tecnologia considerada prioritária para o setor da geração termelétrica, a saber: aproveitamento de coprodutos da combustão de carvão (PCC). Neste contexto, o projeto envolveu o desenvolvimento de processos capazes de sintetizar material de valor agregado a partir de PCC, como fonte alternativa de silício e alumínio. O material escolhido, proveniente da queima do carvão foi o resíduo de dessulfurização de gases de exaustão, e os nanomateriais sintetizados são considerados produtos de alto valor agregado por possibilitar inúmeras aplicações. O presente trabalho foi dividido em duas etapas; a primeira etapa tratou da síntese e caracterização dos nanomateriais obtidos a partir de diferentes condições da reação de ativação alcalina buscando aperfeiçoar o processo de síntese. Os resíduos de dessulfurização foram coletados de três localidades diferentes, que no início do projeto representavam todas as localidades onde a tecnologia de dessulfurização já estava sendo aplicada na geração de energia elétrica a partir do carvão. Quanto a caracterização dos resíduos, embora existam diferenças envolvidas nos processos que originam as amostras gerando muitas vezes materiais com formas cristalinas diferentes, foram encontrados em todas as amostras os elementos cálcio, alumínio e sílicio. As amostras das três localidades de amostragem foram submetidas ao processo de ativação hidrotérmica alcalina formando principalmente materiais zeolíticos (Sodalitas), tobermoritas e outros compostos do tipo hidrotalcitas. A segunda etapa do trabalho foi direcionada ao uso dos materiais no tratamento de água contaminada com césio, com este objetivo o resíduo de dessulfurização que indicou maior presença de tobermoritas e hidrotalcitas foi selecionado para otimização do processo de síntese hidrotérmica por duas etapas incluindo fusão previa do resíduo. E o material com os melhores resultados de acordo com os materiais cristalinos obtidos foi testado quanto a sua capacidade de remoção de íons de césio em solução, assim como sua seletividade em relação ao sódio presente em certos meios como, por exemplo, na água do mar, em soluções salinas sintéticas e também em uma amostra de água marinha. A capacidade de adsorção do Cs+ sobre o material adsorvente foi de 1949 μmol g-1, indicando que o adsorvente sintetizado pertence ao grupo de materiais com alta capacidade de adsorção de césio quando comparado com outros materiais estudados na literatura, além de apresentar seletividade para o íon de césio em relação à água do mar. Por fim entende-se que o material tem grande potencial para aplicações em remediações em acidentes como o de Fukushima, onde césio radioativo foi liberado na água do mar. Especialmente devido ao material como o resíduo de dessulfurização ser produzido em larga escala e não possuir aplicação na indústria sendo destinado a aterros onde pode se tronar passivo ambiental.

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  • IPEN-DOC 26627

    CAMARGO, ELAINE F. de . Síntese de suportes de eletrocatalisadores para aplicação em células a combustível poliméricas alimentadas por álcoois : óxido de índio dopado com estanho (ITO), óxido de estanho dopado com antimônio (ATO) e óxido de grafeno reduzido (rGO) / Synthesis of electrocatalyst support for application in alcohol-fueled polymer fuel cells: tin doped indium oxide (ITO), antimony doped oxide (ATO) and reduced graphene oxide (rGO) . 2019. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 116 p. Orientador: Dolores Ribeiro Ricci Lazar. Coorientador: Almir Oliveira Neto. DOI: 10.11606/T.85.2020.tde-13122019-112147

    Abstract: No sentido de aumentar a eficiência das células a combustível de baixa temperatura de operação, utilizando o etanol como combustível, busca-se desenvolver eletrocatalisadores de alta atividade. Neste estudo, eletrocatalisadores de platina, suportados sobre óxido de índio dopado com estanho (ITO) e de óxido de estanho dopado com antimônio (ATO) foram sintetizados com o intuito de promover a maior eficiência das reações de eletrooxidação do etanol, por promoverem a oxidação do CO intermediário nas reações de oxidação do combustível. A presença de rGO no compósito também foi avaliada, considerando que os grupos contendo oxigênio na borda ou superfície podem aumentar a transferência de elétrons. Os óxidos dopados de índio e estanho foram sintetizados pelo método dos precursores poliméricos (Pechini). O rGO foi obtido pela exfoliação química do grafite (método de Hummers modificado) seguida de redução com bissulfito de sódio. Os eletrocatalisadores contendo platina foram sintetizados pelo método de redução por borohidreto de sódio. Os pós cerâmicos particulados de ITO e ATO foram calcinados em diferentes temperaturas. A calcinação a 450 °C resultou no melhor suporte para o catalisador de platina, frente ao carbono Vulcan XC- 72, mais utilizado, segundo a literatura, no que se refere à reação de oxidação do etanol. A inclusão do rGO no suporte mostrou-se mais efetiva quando este é submetido a tratamento de agitação laminar de alta energia para a redução do tamanho das folhas. Porém estudos devem ser realizados para melhorar seu desempenho eletroquímico. Comparando-se todos os suportes estudados, observou-se que os compósitos Pt/ITO e Pt/ATO apresentaram os melhores resultados para a eletrooxidação do etanol. Observou-se que o aumento da área superficial dos pós e o efeito bifuncional promovido pelos óxidos são fatores importantes em sua aplicação como eletrodo.

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  • IPEN-DOC 26626

    CAMARGO, VICTOR F. de . Síntese de eletrocatalisadores de PtRh/C-ITO pelo método de borohidreto de sódio para eletrooxidação do etanol em meio alcalino / Synthesis of PtRh/C-ITO electrocatalysts prepared with sodium borohidride method for ethanol electrooxidation in alkaline media . 2019. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 80 p. Orientador: Almir Oliveira Neto. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-27122019-133317

    Abstract: Eletrocatalisadores de PtRh/C-ITO foram preparados em uma única etapa, usando H2PtCl6.6H2O e RhCl3.xH2O como fonte dos metais, borohidreto de sódio como agente redutor e uma mistura física de 85% de carbono Vulcan XC-72 e 15% In2O3.SnO2 (indium tin oxide - ITO) como suporte. PtRh/C-ITO preparados neste trabalho foram caracterizados por difração de raios X (DRX), microscopia eletrônica de transmissão (MET), espectroscopia de fotoelétrons excitados por raios X (XPS), espectroscopia in situ de infravermelho com transformada de Fourier (ATR-FTIR), voltametria cíclica, cronoamperometria e testes de performance em uma célula a combustível de etanol direto (DEFC). Espectros de difração de raios X para todos eletrocatalisadores de PtRh/C-ITO indicaram um deslocamento nos picos da Pt(fcc), mostrando que o Rh foi incorporado na matriz da Pt. Histogramas obtidos pelas imagens do MET para PtRh/C-ITO mostraram nanopartículas, com tamanho entre 3,0 e 4,0 nm, homogeneamente distribuídas sobre o suporte. Resultados do XPS da PtRh(70:30)/C-ITO mostraram a presença de uma mistura de espécies de diferentes estados de oxidação (Sn0 e SnO2), o que pode favorecer a oxidação de espécies intermediarias adsorvidas, através do mecanismo bifuncional. PtRh(90:10)/C-ITO foi a mais ativa nos estudos eletroquímicos devido a maior produção de CO2, indicando possuir maior seletividade na quebra da ligação C-C. Experimentos em DEFC mostraram que os valores de densidades de potência obtidas com PtRh(70:30)/C-ITO e PtRh(90:10)/C-ITO foram maiores do que com o Pt/C, indicando um efeito benéfico na adição de Rh a Pt, além do ITO no suporte de carbono.

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  • IPEN-DOC 26625

    YOSHIMURA, TANIA M. . Fotobiomodulação na síndrome metabólica : efeitos nos tecidos adiposos branco e marrom de camundongos / Photobiomodulation in metabolic syndrome: effects on white and brown adipose tissues from mice . 2019. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 90 p. Orientador: Martha Simões Ribeiro. DOI: 10.11606/T.85.2020.tde-12122019-172926

    Abstract: A síndrome metabólica (SM) é uma condição clínica que agrupa uma variedade de morbidades, como intolerância à glicose e obesidade. Na obesidade, o tecido adiposo branco (TAB) apresenta características inflamatórias que interferem na ação da insulina, levando à ocorrência de Diabetes do tipo 2. O tecido adiposo marrom (TAM), que tem como principal função a termogênese através da oxidação mitocondrial de cadeias carbônicas, se encontra hiporresponsivo aos estímulos clássicos na SM, como, por exemplo, a exposição ao frio. Estratégias para modular os processos inflamatórios do TAB e ativar o metabolismo do TAM podem atenuar as consequências da SM. Os reconhecidos efeitos anti-inflamatórios e de ativação do metabolismo mitocondrial da fotobiomodulação (PBM) indicam que essa poderia ser uma proposta terapêutica para a SM. Sendo esse o nosso foco de estudo, camundongos adultos, machos, da linhagem C57BL/6 receberam dieta hiperlipídica para indução da SM. Os animais foram então irradiados usando um dispositivo LED sobre a superfície abdominal (λ = 850 nm) ou interescapular (λ = 660 nm) para modular a inflamação do TAB ou ativar o TAM, respectivamente. O tratamento consistiu em 6 sessões de irradiação, distribuídas no decorrer de 21 dias. Apesar de não terem apresentado alterações na massa corporal e Índice de Lee, os animais irradiados na região abdominal (HFABD850) apresentaram 50 % menos células inflamatórias no TAB epididimal e também apresentaram melhora no teste de tolerância à glicose 24 h após a última sessão de tratamento. Nos animais obesos irradiados na região interescapular (HFTAM660), as irradiações promoveram aumento de duas vezes na massa do TAM, além de aumento da temperatura dorsal e da captação de 18F-FDG após exposição a baixas temperaturas. O soro desses animais (HFTAM660) também se mostrou mais semelhante ao de animais eutróficos. Nossos achados indicam que a PBM, nos parâmetros investigados, pode ser aplicada ao tratamento da SM.

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  • IPEN-DOC 26624

    GONÇALVES, PEDRO do N. . Caracterização química inorgânica e distribuição vertical de radionuclídeos das séries de decaimento do 238U e 232Th e 40K em testemunhos de sedimento e perfis de solo coletados na área de influência do reservatório de Jundiaí, estado de São Paulo / Inorganic chemical characterization and vertical distribution of natural radionuclides from 238U and 232Th series and 40K determined in sediment cores and soil profiles collected in the catchment area of Jundiaí reservoir, state of São Paulo . 2019. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 152 p. Orientador: Sandra Regina Damatto. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-03122019-111205

    Abstract: O reservatório de Jundiaí, localizado no estado de São Paulo, é um dos reservatórios de água que integram o SPAT - Sistema Produtor do Alto Tiête. A presença de poluentes no solo e no sedimento do manancial é um dos parâmetros para a avaliação da contaminação ambiental, que por sua vez pode afetar a qualidade da água do reservatório. O objetivo desta dissertação foi determinar as concentrações de elementos maiores e traços e as concentrações de atividade de radionuclídeos naturais em perfis de solo e testemunhos de sedimento do reservatório de Jundiaí. Os elementos traço As, Br, Co, Cr, Cs, Hf, Rb, Sb, Sc, Ta, Cd, La, Ce, Nd, Sm, Eu, Tb, Yb, Lu e Se e os elementos maiores Fe, K e Na foram determinados por Análise por Ativação com Nêutrons Instrumental (INAA); os radionuclídeos naturais das séries de decaimento do 238U e 232Th e o radionuclídeo 40K foram determinados por espectrometria gama. Avaliou-se também o fator de enriquecimento dos elementos maiores e traço utilizando os valores de referência de concentração na Crosta Continental Superior (CCS). Os parâmetros físico-químicos das amostras de solo e sedimento foram determinados com o intuito de verificar a influência que eles desempenham na disponibilidade dos radionuclídeos e elementos traço no solo e sedimento. Os elementos As e Br apresentaram enriquecimento que variaram de moderado até significante nos perfis de solo e testemunhos de sedimento. O elemento Se apresentou enriquecimento significante nos três testemunhos de sedimento analisados; as concentrações médias obtidas nos três testemunhos foram 5,4 mg.kg-1, 2,4 mg.kg-1 e 2,2 mg.kg-1. Esse elemento é considerado um elemento potencialmente tóxico (EPT) e pode ocasionar efeitos adversos à biota quando em concentrações elevadas. O radionuclídeo 232Th apresentou valores de concentração de atividade que ultrapassaram os valores de referência do UNSCEAR (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation) em todos os compartimentos analisados; os radionuclídeos 238U e 226Ra também apresentaram valores mais altos que os níveis de referência do UNSCEAR em parte dos perfis e testemunhos analisados.

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  • IPEN-DOC 26623

    SOUZA, P.R.D. de . Avaliação comparativa de dosimetria com LiF:Mg,Ti (TLD-100) em phantom antropomórfico com o sistema de planejamento (TPS) para câncer de pulmão / Comparative assessment of LiF:Mg, Ti (TLD-100) dosimetry in anthropomorphic phantom and planning system (TPS) for lung cancer . 2019. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 70 p. Orientador: Maria Elisa Chuery Martins Rostelato. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-09122019-121029

    Abstract: O câncer de pulmão é o mais comum de todos os tumores malignos. Em 90% dos casos diagnosticados o câncer de pulmão esta associado ao consumo de derivados de tabaco. A radioterapia atua como forma de tratamento e existe duas formas de aplicação; a teleterapia e a braquiterapia. Na teleterapia é utilizado um acelerador linear para fazer a aplicação da dose. Antes de começar o tratamento é realizado um planejamento que faz a aquisição de todas informações anatômicas do paciente e em seguida a classificação das áreas de interesse para o tratamento. Na radioterapia a dosimetria é aplicada como uma forma de medição independente e neste trabalho tem como objetivo fazer a comparação do plano dosimétrico de tratamento com os valores de dose calculados no sistema de planejamento (TPS) utilizando um phantom antropomórfico. A dosimetria foi realizada com dosímetros termoluminescentes (Lif:Mg,Ti-TLD-100). Foram selecionados 25 TLD's que passaram por processo de seleção com as seguintes etapas: tratamento térmico, seguido de irradiação, leitura e posteriormente a calibração para uso no acelerador linear. Com os dosímetros já selecionados, foi elaborado o plano de tratamento feito no sistema de planejamento Eclipse da Varian e em seguida comparado à dosimetria realizada com os TLD'S alocados no phantom antropomórfico, para este mesmo caso. Um acelerador linear com energia de fótons/6MV, modelo 2100 da Varian foi utilizado para fazer a aplicação da dose de 200 cGy e 250 cGy. Os valores obtidos apresentaram-se de acordo com o recomentado pelos protocolos, 5% AAPM-TG-51 e 5 a 7% ICRU 50 e 60.

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  • IPEN-DOC 26223

    DOURADO, NELSON X. ; OMI, NELSON M. ; SOMESSARI, SAMIR L. ; GENEZINI, FREDERICO A. ; FEHER, ANSELMO ; NAPOLITANO, CELIA M. ; AMBIEL, JOSE J. ; CALVO, WILSON A.P. . Preliminary studies on the development of an automated irradiation system for production of gaseous radioisotopes applied in industrial processes. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 1583-1592.

    Abstract: The purpose of the present study is to demonstrate how it will be enhanced an Irradiation System (IS) developed with national technology to produce gaseous radioisotopes, by means of the components automation, to avoid the radiation exposure rate to operators of the system, following the ALARA principle (As Low As Reasonably Achievable). Argon-41 (41Ar) and krypton-79 (79Kr) can be produced in continuous scale, gaseous radioisotopes used as radiotracers in industrial process measurements and it can be used in analytical procedures to obtain qualitative and quantitative data systems or in physical and physicochemical studies transfers. The production occurs into the IS, installed in the pool hall of a nuclear research reactor in which the irradiation capsule is positioned near the reactor core containing the isotope gaseous pressurized (40Ar or 78Kr), by (n,γ) reaction and generate the radioisotopes. After the irradiation, the gaseous radioisotope is transferred to the system and, posteriorly, to the storage and transport cylinders, that will be used in an industrial plant. In the first experimental production, was obtained 1.07x1011 Bq (2.9 Ci) of 41Ar distributed in two storage and transport cylinders, operating the IEA-R1 Research Reactor with 4.5 MW and average thermal neutron flux of 4.71x1013 n.cm-2.s-1. However, the system has capacity to five storage and transport cylinders and the estimated maximum activity to be obtained is 7.4x1011 Bq (20 Ci) per irradiation cycle. In this sense, the automation will be based in studies of the production process in the system and the use of Programmable Logic Controllers (PLC), and supervisory software allowing a remote control and consequently better security conditions.

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  • IPEN-DOC 26391

    OLIVEIRA, GLAUCIA A.C. de ; LAINETTI, PAULO E.O. ; BUSTILLOS, JOSE O.W.V. ; PIRANI, DEBORA A. ; BERGAMASCHI, VANDERLEI S. ; FERREIRA, JOAO C. ; SENEDA, JOSE A. . Thorium and lithium in Brazil. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 5915-5922.

    Abstract: Brazil has one of the largest reserves of thorium in the world, including rare earth minerals. It has developed a great program in the field of nuclear technology for decades, including facilities to produced oxides to microspheres and thorium nitrates. Nowadays, with the current climate change, it is necessary to reduce greenhouse gas emissions, one of this way is exploring the advent of IV Generation reactors, molten salt reactors, that using Thorium and Lithium. Thorium's technology is promising and has been awaiting the return of one nuclear policy that incorporates its relevance to the necessary levels, since countries like the BRICS (without Brazil) have been doing so for years. Brazil has also been developing studies on the purification of lithium, and this one associated to thorium, are the raw material of the molten salt reactors. This paper presents a summary of the thorium and lithium technology that the country already has, and its perspectives to the future.

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  • IPEN-DOC 26390

    CUNHA, CAIO J.C.M.R.; RODRÍGUEZ, DANIEL G.; LIRA, CARLOS A.B.O.; STEFANI, GIOVANNI L. ; LIMA, FERNANDO R.A.. Thermohydraulic analysis of a fuel element of the AP1000 reactor with the use of mixed oxides of U / Th using the computational fluid dynamic code (CFX). In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 5901-5914.

    Abstract: The present work carried out a thermohydraulic analysis of a typical fuel assembly of the reactor AP1000 changing the type of fuel, of UO2 conventionally used for a mixture of oxides of (U,Th)O2 realizing some simplifications in the original design, with the objective to develop of an initial methodology capable of predicting the thermohydraulic behavior of the reactor within the limits established by the manufacturer. An expression for the power density was determined using a coupled neutronic thermohydraulic calculation; once the final expression for power density was determined, the axial and radial temperature profiles in the assembly, as well as the pressure drop and the distribution of the coolant density, were evaluated. Due to the increase in research done on thorium, such as the work of [1], [2], [3], [4] and [5], as well as the mass diffusion of the AP1000, as is the case with [6] and [7]. The present study developed a simplified model, where burnable poisons and spacer grids were not considered, however, it is a consistent model, but with the insertion of these, a more accurate representation of the reactor is expected, providing operational transient analyzes. This tends to strengthen the lines of research that have been carrying out work on the AP1000, as well as in the general sphere of nuclear power plants.

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  • IPEN-DOC 26389

    SOUZA, PAULA C.A. de; AGUIAR, ANDRE S. ; HEIMLICH, ADINO; LAPA, CELSO M.F.; LAMEGO, FERNANDO. Assessment of potential risk and radiological impact of accidental release from the ARGONAUT reactor. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 5877-5885.

    Abstract: In the early days of nuclear energy in Brazil, a reactor designed at the Argonne National Laboratory, originating the name ARGONAUT from the combination of the name of the Laboratory with the initials of Nuclear Assembly for University Training, reached criticality at the Institute of Nuclear Engineering. The Argonaut is a water moderated research reactor, which uses uranium enriched to 20% (235U) with prismatic graphite reflectors, designed to provide a thermal neutron flux up to 1010 n.cm-2.s-1 at an operating power of 5 kW. The presence of a nuclear research facility at the campus of Federal University of Rio de Janeiro (UFRJ) still cause concerns about radiological safety of the community around, even though this facility has been securely operating for more than fifty years. Besides, there were questioning about the potential risk of this facility to the IEN´s workforce by the Central of Harmonization Unit of Brazil (CGU). Thus, the present work aims to assess the potential risk of radiological accidents. Previously, the potential accidents evolving Argonaut reactor were considered to be the insertion of excess reactivity, catastrophic rearrangement of the core, graphite fire and fuel-handling accident. However, a recent accident scenario reassessment concluded that a severe physical damage of the core after reactor shutdown should be the emergency situation with the greater potential risk among the feasible postulated accidents. According with the shutdown procedure, the water, used as moderator and coolant, drains out of the core and the concrete covers (each weighing 2.5 tons) are routinely removed from the top of reactor using a crane. The damage caused by the failure of the crane dropping the covers on the core would lead to breaking of the aluminum coating and the nuclear fuel plates with their release to the reactor room. This study assesses the radiological impact to workers and members of the public caused by partial inventory release to the atmosphere. Generic gaussian model was used to estimate the relative concentrations of air at ground level through the calculation of dispersion factors derived from wind data. For the dose calculation, the conversion coefficients by inhalation and plume immersion established by the ICRP were used. The results show that potential risk is above 1/10 of the limit of annual dose for workers, while they stay below the limit for members of the public, within a radius greater than 1 km.

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  • IPEN-DOC 26388

    AGUIAR, ANDRE S. ; LEE, SEUNG M. ; SABUNDJIAN, G. . Analysis of the protective actions in the Emergency Planning Zones (EPZs) in the Angra dos Reis region through the calculation of the dose for public individuals due to a severe accident at the Angra 2 Nuclear Plant. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 5862-5876.

    Abstract: This work presents the results of the computational simulations of the consequences of a severe accident in Angra 2 nuclear power plant. The severe accident was supposed to be caused by a rupture of 380cm2 in the primary reactor coolant system resulting in loss of coolant. Since the area of the rupture is quite smaller than the total flow area of the pipe of the primary coolant system, 4418cm2, the accident is classified as a small break loss of coolant accident. However, this rupture by itself would not bring the system about a severe accident, which must involve a considerable damage in the nuclear core. Thus, some boundary conditions were added to the problem in order to set a scenario of this kind of accident, which was simulated by means of the MELCOR code. The results obtained by this code show that the release of the radionuclide to the environment starts at the opening of the containment relief valve, and this valve, in turn, opens when the containment pressure reaches 7bar, at 168 hours after the break of the pipe of the coolant system, according to the simulation. The program used for calculation of the release of the radionuclides to the surrounding region of the nuclear plant was the CALMET/CALPUFF code, so that the atmospheric and transport model were elaborated for this code. A source term was used in order to carry out an analysis of the protective actions in the emergency planning zones by means dose calculation for individuals of the public, and it was based on two different scenarios: first scenario, release of the total activity to the atmosphere of Xe, Cs, Ba and Te, after 2h simulation and second scenario, release of the total activity to the atmosphere of Xe, Cs, Ba and Te, after 168h of simulation.

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  • IPEN-DOC 26387

    VAZ, ANTONIO C.A. ; RODRIGUES, VALDEMIR G. ; TOYODA, EDUARDO Y. ; SAXENA, RAJENDRA N. . Human factors inclusion proposal in “reactor trip” to increase safety in operation. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 5819-5826.

    Abstract: A fundamental concept in nuclear reactor operation is that safety is the result of interactions between human, technological and organizational factors. The National Nuclear Energy Commission understands how human factors from psychological, physiological, behavioral and emotional origin can affect the reactor operation. For that reason, reactor operators are submitted to rigorous evaluations every ye ar. When conducting case study du ring these sixty years of IEA R1, three of them hypothetical and possible related to the reactor operation illustrates the co ncern about the safety and security : Case 1 Operator had a stroke during reactor operation in the control room. C ase 2 Operator suffered stress in traffic in his going to the reactor facility; when performing test in the emergency cooling system for reactor start up, he didn’t close a valve completely; changing the pool water technical quality causing a week delay in the reactor op eration . Case 3 Operator just arrived to afternoon shift in the control room, after a few minutes his co worker noticed that his cognition and behavior has changed, later in the hospital he was diagnosed with head cancer. This interdisciplinary work aims to include human factors of psychological , physiological and behavioral origin in 'reactor trip'. The ‘reactor trip’ (also know n as ‘scram’) usually applies to technical factors to avoid high consequence event, are protection circuits that can assume the s tatus of alert, hazard and essentially shut down the reactor automatically; when temperature, radioactivity, pressure, water flow, voltage and so on ; are out of the operating limits. Technologies associated with neuroscience and psychological assessments s uch as: Face Reader, Analogue Visual Mood Scale and Back Depression Inventory ; allows the evaluation of the operator in the control room. However, problems li ke described in the case study should be minimized. This inter disciplinary theoretical work is based on empirical doctoral thesis in progress.

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  • IPEN-DOC 26386

    SOBREIRO JUNIOR, ADALBERTO R. ; FREIRE, LUCIANO O. ; ANDRADE, DELVONEI A. de . Proposal for a nuclear power-plant ship decomissioning. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 5793-5804.

    Abstract: The goal of this work is to review decommissioning methods for nuclear propulsion ships throughout of survey on decommissioning experience. Governmental regulation typically dictates cleanup of a decommission site. It is satisfying the stringent regulations that prove to be a primary cost driver for decommissioning and waste disposal. Reactor types and sizes, the number of reactors on an individual plant site, and labor costs are among the main factors affecting costs. Thus, it is so important to develop a good recycling policy after nuclear-power plant ship inactivation. This work found that adequate requirements identification must keep economics always in the center of design. Experience shows, except after major catastrophic accidents, nuclear industry may earn public trust by open dialogue with the population and sound engineering practices, searching for right technical solution and great planning for long time. To achieve this goal, this work proposed the following method: firstly, it presents the characteristics of nuclear-powered submarines. Secondly, an approach concerning the decommissioning process of nuclear-powered submarines adopted by the US Navy, Russian Navy, Royal Navy, French Navy and others which brings the past experience on this field, providing some information on history, architectures and hints of reasons for the success or failures of each project. Finally, this works compared the decommissioning processes of these navies under the perspective of the nuclear regulatory process.

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  • IPEN-DOC 26385

    SCURO, NIKOLAS L. ; ANGELO, GABRIEL ; ANGELO, E.; TORRES, WALMIR M. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; ANDRADE, DELVONEI A. de . Preliminary numerical analysis of the flow distribution in the core of a research reactor. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 5667-5674.

    Abstract: The thermal-hydraulic safety analysis of research reactors establishes the safety criteria to ensure the integrity of the fuel elements in the reactor core. It assures that all core components are being adequately cooled during operation. It is necessary to know if the average mass flow rate (and their standard deviation) among the fuel assemblies are enough to cool the power generated during operation. Once satisfied such condition, it allows the calculation of the maximum heat flux transferred from fuel assemblies to the coolant, and if the maximum cladding temperatures are below the limits set by the safety criteria. Among the objectives, this study presents a methodology for a preliminary three-dimensional numerical analysis of the flow distribution in the core of the IEA-R1 research reactor, under steady state condition. For this, the ANSYS-CFX® commercial code was used to analyze the flow dynamics in the core, and to visualize the velocity field. It was possible to conclude that a homogeneous flow distribution for all standard fuel assemblies were found, with 2.7% deviation from the average mass flow. What turned out to be negligible and can be assumed that there is a homogeneous distribution in the core. Complex structures were find in the computational domain. Once known the core flow dynamics, it allows future studies to determine whether the heat flux and temperature conditions abbeys thermal-hydraulic safety criteria.

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  • IPEN-DOC 26384

    CARVALHO, DANIEL S.M. de; MATTAR NETO, MIGUEL . Assessment of ANSYS LS-DYNA capabilities for analysis of drop tests of nuclear fuel element transportation casks. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 5551-5563.

    Abstract: During the transportation of fuel elements, the cask has to provide shielding to protect workers, the public and the environment against the effects of radiation, to prevent an unwanted chain reaction, damage caused by heat and also to provide protection against dispersion of the contents. In order to standardize the design of fuel assembly transportation devices by numerical analysis, a set of dynamic analyzes was conducted to converge in a representative way the phenomena found in the drop tests used in the project qualification. Thus, this paper aims to present and discuss updated recommendations for contacts, material models and general configurations in three benchmarks. These benchmarks represent the phenomena found in numerical simulations of drop trials. Moreover, they are important to obtain an adequate correlation with the lowest possible use of computational resources. From the simulations, it was possible to observe the influence of an analysis carried out in plane strain and another one performed with the complete geometry modeled in scale 1:4 in relation to the computational cost and the precision of the results. A methodology was proposed to calibrate the stiffness and the damping control of the contacts and, mainly, their influence on the behavior of the structure.

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  • IPEN-DOC 26383

    VIEIRA NETO, ANTONIO S. ; OLIVA, AMAURY M.; SAUER, MARIA E.L.J. ; HUNOLD, MARCOS C.; OLIVEIRA, PATRICIA da S.P.de ; ANDREA, VINICIUS . Knowledge base about risk and safety of nuclear facilities to support analysts and decision makers. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 5513-5522.

    Abstract: Epistemic uncertainty (uncertainty related to lack of knowledge), often found in the documentation of nuclear facility engineering projects, can affect the decision-making process of managers and analysts on safety and risk issues. This article conceptualizes the nature of the major uncertainties involved in engineering projects and describes a knowledge base developed in order to gather data and information related to the project of an Open-Pool Light-water Research Rector (OPLRR) and whose purpose is to assist professionals who work in the áreas of safety, design, operation, and maintenance of nuclear facilities. In order to reduce the epistemic uncertainties that may rise in the project, the OPLRR knowledge base is designed to contain a set of information that allows identifying and facilitating the forwarding of solutions to address inconsistencies, and/or pending issues that may exist in the project. In this sense, the information and the documents related to the project are organized in a graphical and hierarchical architecture, allowing the knowledge base users to quickly and easily obtain information regarding the systems, processes, equipment, and components of the Project. Besides that, a set of documents containing descriptions, reliability data and some other important information about the systems and components are specially created to the knowledge base and it is crucial to reduce epistemic uncertainties, once it raises the issues and the inconsistencies of the project, as well as it clarifies the interrelations between the systems, the functioning of the equipment, their failures modes and the consequences of their failures, and some other data, which are not originally contained in the documents of the project.

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  • IPEN-DOC 26382

    SANCHEZ, ANDREA ; CARLUCCIO, THIAGO; SABUNDJIAN, GAIANE . The cross sections obtained by the serpent code and formatting the input data for the PARCS code using the GenPMAXS code. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 5503-5512.

    Abstract: The Purdue Advanced Reactor Core Simulator (PARCS) is a computer code that solves the time-dependent two-group neutron diffusion equation in three-dimensional Cartesian geometry using nodal methods to obtain the transient neutron flux distribution. The code is used in the analysis of reactivity-initiated accidents in light-water reactors where spatial effects may be important. It may be run in the stand-alone mode or coupled to other NRC thermal-hydraulic codes such as RELAP5. The PARCS neutron code accepts libraries from HELIOS, TRITON, WIMS, SERPENT, etc., codes, but for some libraries is required special formatting. In the case of the SERPENT code, the GenPMAXS code must be used for the PARCS code to be able to read the cross sections library correctly. This work is part of a study on the PARCS/RELAP5 coupling for analyzing the control rod ejection of the Angra 2 reactor core. For this case, the core cross sections were obtained for 6 different branches varying the fuel temperature, moderator temperature, moderator density, boron concentration and considering rods removed and inserted. After obtaining the cross sections with the code SERPENT 2.1.26, these data were passed by a special formatting realized with the code GenPMAXS v6.2. Since GenPMAXS has several options controlling how to process the cross-sections generated by Serpent, a several doubts arose about the correct use of the code. When the doubts are answered, the file with the input data that will be used for the PARCS / RELAP coupling can be built.

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  • IPEN-DOC 26381

    BORGES, EDUARDO M. ; SABUNDJIAN, GAIANE . Small break loss of coolant accident of 200 cm² in cold leg of primary loop of ANGRA 2 nuclear power reactor evaluation. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 5479-5490.

    Abstract: The aim of this paper is evaluated the consequences to ANGRA 2 nuclear power reactor and to identify the flow regimes, the heat transfer modes, and the correlations used by RELAP5/MOD3.2.gama code in ANGRA 2 during the Small-Break Loss-of-Coolant Accident (SBLOCA) with a 200cm2 of rupture area in the cold leg of primary loop. The Chapter 15 of the Final Safety Analysis Report of ANGRA 2 (FSAR-A2) reports this specific kind of accident. The results from this work demonstrated the several flow regimes and heat transfer modes that can be present in the core of ANGRA 2 during the postulated accident. The results obtained for ANGRA 2 nuclear reactor core during the postulated accident were satisfactory when compared with the FSAR-A2. Additionally, the results showed the correct actuation of the ECCS guaranteeing the integrity of the reactor core.

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  • IPEN-DOC 26380

    BORGES, EDUARDO M. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; BRAZ FILHO, FRANCISCO A.; GUIMARÃES, LAMARTINE N.F.. RELAP5 code simulation of the small break loss of coolant accident of 80 cm² in the cold leg of Angra2 primary loop. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 5469-5478.

    Abstract: The aim of this paper was to simulate and evaluate the basic design accident of 80 cm² small break loss of coolant accident (SBLOCA) in the cold leg of the primary loop of the Angra2 nuclear power plant. In this simulation, it was verified that the actuation logics of the Angra2 Reactor Protection System (RPS) and the Emergency Core Cooling System (ECCS) used in this simulation worked correctly, maintaining core integrity with acceptable temperatures throughout the event. The results obtained were satisfactory when compared with those presented by the Angra2 Final Safety Analysis Report (FSAR/A2).

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  • IPEN-DOC 26379

    SOARES, HUMBERTO V.; BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; FREITAS, ROBERTO L.. RELAP5 modeling of a siphon break effect on the Brazilian Multipurpose Reactor. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 5443-5456.

    Abstract: This work presents the thermo-hydraulic simulation of the Brazilian Multipurpose Reactor (RMB) using the RELAP5/Mod3 code. The RMB will provide Brazil with a fundamental infrastructure for the national development on activities of the nuclear sector in the areas of social, strategic, industrial applications and scientific and technological development. A RELAP5/Mod3 code model was developed for thermo-hydraulic simulation of the RMB to analyze the phenomenology of the Siphon Breakers device (four flap valves in the cold leg and one open tube for the atmosphere in the hot leg) during a Loss of Coolant Accident (LOCA) at different points in the primary circuit. The Siphon Breaker device is an important passive safety system for research reactors in order to guarantee the water level in the core under accidental conditions. Different simulations were carried out at different location in the Core Cooling System (CCS) of the RMB, for example: LOCA before the CCS pumps with and without pump trip and LOCA after the CCS pumps and the heat exchanger. In all RELAP5/Mod3 code simulations, the Siphon Breaker device's performance after a LOCA was effective to allow enough air to enter the outlet pipe of the CCS in order to break the siphon effect and preventing the pool level from reaching the riser (chimney) and the RMB core discovering. In all cases, the reactor pool level stabilized at about 5.5 m after the end of the LOCA simulation and the fuel elements were kept underwater and cooled.

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  • IPEN-DOC 26378

    GOMES, DANIEL de S. ; GIOVEDI, CLAUDIA. Combining probabilistic and deterministic methods for accident analysis. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 5429-5442.

    Abstract: This study describes a practical method applied to nuclear reactor safety analysis (NRSA), based on an approach so-called best estimate plus uncertainty (BEPU). The innovative analysis approach involves statistical methods integrated with deterministic rules to fuel licensing code (FLC). The goal of NRSA is to improve safety margins in the nuclear reactor operation, which has partially achieved with uncertainty treatment. Previously, BEPU analysis was widely used to study the loss of coolant accident (LOCA), via inclusion in thermal-hydraulic codes (THC). The systems can measure the impact caused by uncertainties spread in core reactors with a coupling of THC and optimization packages. This paper shows the result of applying the UA/SA technique to FRAPCON, joined with DAKOTA toolkit. This integration will offer the probabilistic analysis coupled with empirical rules. A perfect fusion of the concepts permits the exploration of parametric uncertainties and calibration of physical models. We can use the combined utilization of FLC systems and the DAKOTA toolkit to produce sensitivity analysis. The first step in this approach is to identify all uncertainty sources of the physical models, the reactor design, and manufacturing parameters. It is subsequently used into an FLC, such as FRAPCON, as input parameters. The uncertainties usually distributed using the Wilks formula, which determines the number of samples required for unilateral tolerance. According to Wilks' method, it needs 59 data samples to achieve a confidence level of 95%. Results from Wilks formula found via Monte Carlo simulation, which applies to FLC coupled with sensitivity analysis.

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  • IPEN-DOC 26377

    GOMES, DANIEL de S. ; GIOVEDI, CLAUDIA. Comparative analysis of silicon carbide with zirconium-based alloys. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 5417-5428.

    Abstract: According to international plans, the nuclear reactor fleet should reduce operational risk and avoid severe accidents. Around the world, there are 450 nuclear power reactors in operation, which supply about 11% of the electricity consumed. There are programs, such as Advanced Fuels Campaign (AFC), that plan to develop a more tolerant fuel system by 2025. These plans follow security concepts that present two options capable of replacing zirconium alloys used as cladding. The better candidates are metallic alloys and ceramic materials. Until the mid-1970s, austenitic steel was the main coating option. Recently, iron-based alloys have become short-term solutions composed of iron-chromium-aluminum (FeCrAl) alloys. However, there are various advantages from using multilayer of silicon carbide (SIC) and ceramic composites. Silicon carbide has higher corrosion resistance, coupled with higher mechanical strength compared to zirconium alloys. Upon steam contact, ceramic cladding mitigates hydrogen buildup, avoiding explosion risk. This study presents a comparison of the thermal and mechanical properties between zirconium alloys and ceramic alternatives. Ceramic materials show desirable mechanical strength, such as high initial crack resistance, stiffness, ultimate strength, impact response, and high corrosion resistance. SIC has a lower neutron cross-section with significant safety margins.

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  • IPEN-DOC 26376

    GABE, CESAR A.; FREIRE, LUCIANO O. ; ANDRADE, DELVONEI A. de . Modeling dynamic scenarios for safety, reliability, availability and maintainability analysis. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 5393-5400.

    Abstract: Safety analysis uses probability combinatorial models like fault tree and/or event tree. Such methods have static basic events and do not consider complex scenarios of dynamic reliability, leading to conservative results. Reliability, availability, and maintainability (RAM) analysis using reliability block diagram (RBD) experience the same limitations. Continuous Markov chains model dynamic reliability scenarios but suffer from other limitations like states explosion and restriction of exponential life distribution only. Markov Regenerative Stochastic Petri Nets oblige complex mathematical formalism and still subject to state explosions for large systems. In the design of complex systems, distinct teams make safety and RAM analyses, each one adopting tools better fitting their own needs. Teams using different tools turns obscure the detection of problems and their correction is even harder. This work aims to improve design quality, reduce design conservatism, and ensure consistency by proposing a single and powerful tool to perform any probabilistic analysis. The suggested tool is the Stochastic Colored class of Petri Nets, which supplies hierarchical organization, a set of options for life distributions, dynamic reliability scenarios and simple and easy construction for large systems. This work also proposes more quality rules to assure model consistency. Such method for probabilistic analysis may have the effect of shifting systems design from “redundancy, segregation and independency” approach to “maintainability, maintenance and contingency procedures” approach. By modeling complex human and automated interventional scenarios, this method reduces capital costs and keeps safety and availability of systems.

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  • IPEN-DOC 26375

    BELCHIOR JUNIOR, ANTONIO ; SOARES, HUMBERTO V.; FREITAS, ROBERTO L.. Validation of the RELAP5 code for the simulation of the Siphon Break effect in pool type research reactors. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 5383-5392.

    Abstract: In an open pool type reactor, the pool water inventory should act as a heat sink to provide emergency reactor core cooling. In the Brazilian Multipurpose Reactor – RMB, to avoid the loss of pool water inventory, all the Core Cooling System (CCS) lines penetrate at the pool top, far above the reactor core level. However, as most of CCS equipment and lines are located below the reactor core level, in the case of a Loss of Coolant Accident (LOCA), a large amount of pool water could be lost drained by siphon effect. To avoid RMB research reactor core discovering in the case of a LOCA, siphon breakers, that allow CCS line air intake, are installed in the CCS lines in order to stop the reactor pool draining due to siphon effect. As siphon breakers are important passive safety devices, their effectiveness should be verified. Several previous numerical and experimental studies about siphon break effect were found in the literature. Some of them comment about the effectiveness of the siphon breakers based on their air intake area. Others state that one-dimensional thermo-hydraulic system codes such as RELAP5 code would fail when modeling the siphon break effect. This work shows the RELAP5/MOD3.3 code capability in modeling the siphon break effect. A nodalization for RELAP5/MOD3.3 code of a Siphon Breaker Test Facility located at POSTECH University in Korea was developed. Experiments considering several siphon breakers device intake areas were simulated. A very good agreement between numerical and experimental results was obtained. As siphon breakers intake areas decrease, the siphon breaker effectiveness also decreases and more water is drained from the reactor pool. For smaller siphon breaker intake areas, RELAP5/MOD3.3 code showed conservative results, overestimating the reactor pool water losses.

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  • IPEN-DOC 26374

    OLIVEIRA, ELLISON A. ; OLIVEIRA, PATRICIA S.P. ; MATTAR NETO, MIGUEL ; MATURANA, MARCOS C.. Overview of the seismic probabilistic safety assessment applied to a nuclear installation located in a low seismicity zone. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 5368-5382.

    Abstract: Permanent concern on the safety of nuclear installations shall be assured in order to maintain the protection of workers, individuals from the public and the environment. Safety analysis methodologies for both approaches, deterministic and probabilistic, have been developed and updated based on operational experience, investigation of past incidents or accidents, and analysis of postulated initiating events. In general terms, the main objectives of a nuclear safety study are the identification of a comprehensive list of accident initiating events, the evaluation of their impact on the installation and the assessment of the total radiological risk resulting from accidents with off-site releases. Among all initiating events and hazards, there are external hazards that continually challenge the safety of a nuclear facility or its nearby area. In particular, seismic events represent a major contributor to the risk of a nuclear facility. Large levels of ground motion induced by earthquakes may be experienced due to the propagation of mechanical waves on the ground, caused by the displacement of tectonic plates. In this context, a seismic hazard analysis can be carried out in order to predict local acceleration levels with the associated uncertainty distribution, allowing an adequate seismic classification of plant structures, systems and components, including installations located in sites with low seismicity. In order to estimate the risk of a nuclear installation concerning accidents induced by seismic events, a Seismic Probabilistic Safety Assessment (Seismic PSA) shall be performed. In this article, a general description of the Seismic PSA methodology is presented, with emphasis on the supporting studies for this assessment. Finally, this study is under the scope of a master degree project at IPEN – CNEN/SP which intends to apply the methodology described in this article to an experimental nuclear installation containing a PWR reactor designed for naval propulsion to be installed in a low seismicity zone in Brazil.

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  • IPEN-DOC 26373

    LEE, SEUNG M. ; LAPA, NELBIA S.; SABUNDJIAN, GAIANE . MELCOR simulation of a severe accident scenario derived from a small break loca in a typical PWR with passive autocatalytic recombiners. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 5346-5359.

    Abstract: This work presents the simulation of a severe accident scenario in a referential model of pressurized water reactor, which came about from a rupture of 20cm2 in a cold leg of a reactor cooling system. The simulation was carried out on the MELCOR code using a model elaborated by the Global Research for Safety – Germany, with the passive autocatalytic recombiners implemented in almost every compartment in the containment. The efficacy and effectiveness of this well-known mitigating measure of severe accident management are demonstrated by means of a comparison with the case previously simulated without this measure using the same model. This referential reactor is important and very useful for the independent analysis of severe accidents in the Brazilian Angra 2 nuclear power plant in virtue of the similarity between both of them, so that after some proper modifications on this referential reactor’s model, it could be applied for the study of severe accidents in the other. In this sense, the result presented in this work is to be taken as an important reference for the severe accident analysis of Angra 2.

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  • IPEN-DOC 26372

    LOBO, RAQUEL de M. ; ANDRADE, ARNALDO H.P. de . Advancesin the understanding of the mechanisms of iodine-induced SCC cracking in zirconium alloys. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 5339-5345.

    Abstract: In pressurized water reactors (PWR) the fuel rod cladding is the first barrier against the spread of fission products. It is therefore essential to guarantee its use in the reactor. Sometimes the production of electricity requires that certain power plants operate in “network monitoring”. The fuel introduced into nuclear power reactors can then undergo so metimes significant power variations. Following a severe reactor power transient, clad failure can occur through a stress corrosion phenomenon (SCC), under the combined action of mechanical stresses and gaseous fission products generated by the fuel pellets. Among those iodine plays a major role, for it may induce SCC in zircaloy. In the early ages of water cooled reactors (PWRs, BWRs or CANDU), series of similar failures took place following sharp startups. Today power increase rates as well as instantaneous local power levels are limited. Indeed, it is well know that cladding failure by iodine induced stress corrosion cracking (I SCC) may occur under pellet cladding interactions (PCI) conditions during power transients in PWRs. In this paper we review the advances in the understanding of these SCC cracking mechanisms of the fuel rod cladding that would then allow better control of the integrity of the clad during the more severe demands related to the operating conditions of th e PWRs.

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  • IPEN-DOC 26371

    ANDRADE, ARNALDO H.P. de ; MIRANDA, CARLOS A.J. ; LOBO, RAQUEL de M. . Monitoring of the ductile to brittle transition temperature of reactor pressure vessel steels by means of small specimens. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 5322-5338.

    Abstract: Neutron irradiation in nuclear power plants (NPPs) lead to microstructural changes in structural materials which induce a shift of the ductile to brittle transition temperature (DBTT) towards higher temperatures. Monitoring of the DBTT in NPP components receives therefore considerable attention. Small specimen testing techniques are developed for characterizing structural components with a limited amount of materials. One of the most used of these miniature testing is the small punch test (SPT) which is based on disc or square shaped specimens. SPTs may be performed from room to cryogenic temperatures, plotting the absorbed energy until rupture, against the test temperature. A ductile region (high energy) and a brittle region (low energy) with a transition between both zones are usually reported. The transition temperature thus obtained, DBTTSPT, is also related through empirical expressions to the transition temperature obtained in CVN tests, DBTTCVN, or in fracture toughness testing. Linear expressions such as DBTTSPT = α DBTTCVN have been used where α is a material characteristic constant. In all cases, the DBTTSPT temperature is much lower than that obtained in the CVN tests. In this paper, we present a short review of the literature on the determination of the DBTT for nuclear reactors pressure vessels steels by those two techniques analyzing the reason for the difference in their value as mentioned before. In dealing with irradiated materials, is a high priority to limit the exposure of the professional to irradiation. Therefore, the use of miniature specimens receives significant attention in the nuclear community. The high cost of irradiation experiments is a further incentive for using small specimen testing techniques.

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  • IPEN-DOC 26370

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. ; OLIVEIRA, CARLOS A. de ; JUNQUEIRA, FERNANDO C. ; FIGUEIREDO, CAROLINA D.R. ; SANTOS, MARCELO M. dos ; CARVALHO, DANIEL S.M.; MATTAR NETO, MIGUEL . Structural integrity analysis of the heavy water reflector tanks of the IPEN/MB-01 Reactor. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 5306-5321.

    Abstract: The IPEN/MB-01 is a zero power research reactor designed and built by IPEN in partnership with the Brazilian Navy. This reactor is located in IPEN and began operating in 1988. IPEN/MB-01 has been used as an experimental facility for studies on neutron parameters of nuclear reactors moderated by light water. In 2016, a project to modify the core structure of IPEN/MB-01 Reactor was initiated. This project aims the replacement of the rod-type fuel structure for a plate-type one. In order to optimize the performance of the experiments, four tanks filled with D2O were installed around the core. This new core will contain fuel elements that are similar to the ones that will be used in the Brazilian Multipurpose Reactor. In this paper, a complete structural integrity analysis of the four heavy water reflector tanks installed in IPEN/MB-01 Reactor is presented. A numerical analysis was performed applying the finite element method, using ANSYS software and considering ASME Code VIII, division 2.

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  • IPEN-DOC 26369

    FAINER, GERSON ; FALOPPA, ALTAIR A. ; ALMEIDA, JOEDSON T. de ; FIGUEIREDO, CAROLINA D.R. ; CARVALHO, DANIEL S.M.; MATTAR NETO, MIGUEL . Structural assessment of pressurizer V-102 of the circuit Orquídea. In: ABEN (Ed.) INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE, October 21-25, 2019, Santos, SP. Proceedings... Rio de Janeiro, 2019. p. 5290-5305.

    Abstract: The Water Experimental Circuit (CEA) was built in IPEN in eighties and had the aim to perform thermal hydraulic experiments, simulating operational condition of Pressurized Water Reactors and Boiling Water Reactors. The CEA operated until 1984 and since then it was decommissioned. In order to do hydrodynamics tests in MTR fuel type elements of nuclear research reactor, in the years 2015, was conceived an experimental circuit named Orquidea, which shall operate with low pressure and temperature. This paper assess the mechanical and structural suitability of the Pressurizer V-102, that was used in the former Water Experimental Circuit (CEA) aiming reuse this vessel in new the circuit. The methodology applied to evaluate the vessel was based on ASME code, Section VIII, Division 1 & 2.

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Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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Ano de publicação: 2015

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ESTE TEXTO "AJUDA" ESTÁ SUJEITO A ATUALIZAÇÕES CONSTANTES, A MEDIDA QUE NOVAS FUNCIONALIDADES E RECURSOS DE BUSCA FOREM SENDO DESENVOLVIDOS PELAS EQUIPES DA BIBLIOTECA E DA INFORMÁTICA.

O gerenciamento do Repositório está a cargo da Biblioteca do IPEN. Constam neste RI, até o presente momento 20.950 itens que tanto podem ser artigos de periódicos ou de eventos nacionais e internacionais, dissertações e teses, livros, capítulo de livros e relatórios técnicos. Para participar do RI-IPEN é necessário que pelo menos um dos autores tenha vínculo acadêmico ou funcional com o Instituto. Nesta primeira etapa de funcionamento do RI, a coleta das publicações é realizada periodicamente pela equipe da Biblioteca do IPEN, extraindo os dados das bases internacionais tais como a Web of Science, Scopus, INIS, SciElo além de verificar o Currículo Lattes. O RI-IPEN apresenta também um aspecto inovador no seu funcionamento. Por meio de metadados específicos ele está vinculado ao sistema de gerenciamento das atividades do Plano Diretor anual do IPEN (SIGEPI). Com o objetivo de fornecer dados numéricos para a elaboração dos indicadores da Produção Cientifica Institucional, disponibiliza uma tabela estatística registrando em tempo real a inserção de novos itens. Foi criado um metadado que contém um número único para cada integrante da comunidade científica do IPEN. Esse metadado se transformou em um filtro que ao ser acionado apresenta todos os trabalhos de um determinado autor independente das variáveis na forma de citação do seu nome.

A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.

1. Portaria IPEN-CNEN/SP nº 387, que estabeleceu os princípios que nortearam a criação do RDI, clique aqui.


2. A experiência do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) na criação de um Repositório Digital Institucional – RDI, clique aqui.