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  • Dissertação (Mestrado)

    Caracterização do espectro de nêutrons na posição de irradiação da estação pneumática do reator IEA-R1 para utilização do método k0-INAA (2023)

    Flores, João Pedro de Oliveira ; Semmler, Renato (Orientador)

    Unidade: IPEN

    Assuntos: REATORES NUCLEARES, NÊUTRONS, ANÁLISE POR INJEÇÃO EM FLUXO, BIOMATERIAIS, RADIOISÓTOPOS

    Acesso à fonteAcesso à fonteDOIComo citar
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    • ABNT

      FLORES, João Pedro de Oliveira. Caracterização do espectro de nêutrons na posição de irradiação da estação pneumática do reator IEA-R1 para utilização do método k0-INAA. 2023. Dissertação (Mestrado) – Universidade de São Paulo, São Paulo, 2023. Disponível em: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85131/tde-28122023-100431/. Acesso em: 05 nov. 2024.

    • APA

      Flores, J. P. de O. (2023). Caracterização do espectro de nêutrons na posição de irradiação da estação pneumática do reator IEA-R1 para utilização do método k0-INAA (Dissertação (Mestrado). Universidade de São Paulo, São Paulo. Recuperado de https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85131/tde-28122023-100431/

    • NLM

      Flores JP de O. Caracterização do espectro de nêutrons na posição de irradiação da estação pneumática do reator IEA-R1 para utilização do método k0-INAA [Internet]. 2023 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85131/tde-28122023-100431/

    • Vancouver

      Flores JP de O. Caracterização do espectro de nêutrons na posição de irradiação da estação pneumática do reator IEA-R1 para utilização do método k0-INAA [Internet]. 2023 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85131/tde-28122023-100431/

  • Dissertação (Mestrado)

    Experimentos no circuito de circulação natural e simulação numérica com o código RELAP5/MOD3.3 (2023)

    Frenzel, Lucas Shimada; Sabundjian, Gaianê (Orientador)

    Unidade: IPEN

    Assuntos: SIMULAÇÃO (ESTATÍSTICA), REATORES NUCLEARES, COMPUTAÇÃO APLICADA, ENGENHARIA NUCLEAR, TRANSFERÊNCIA DE CALOR, ACIDENTES, SEGURANÇA NUCLEAR

    Acesso à fonteAcesso à fonteDOIComo citar
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    • ABNT

      FRENZEL, Lucas Shimada. Experimentos no circuito de circulação natural e simulação numérica com o código RELAP5/MOD3.3. 2023. Dissertação (Mestrado) – Universidade de São Paulo, São Paulo, 2023. Disponível em: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-12042023-115922/. Acesso em: 05 nov. 2024.

    • APA

      Frenzel, L. S. (2023). Experimentos no circuito de circulação natural e simulação numérica com o código RELAP5/MOD3.3 (Dissertação (Mestrado). Universidade de São Paulo, São Paulo. Recuperado de https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-12042023-115922/

    • NLM

      Frenzel LS. Experimentos no circuito de circulação natural e simulação numérica com o código RELAP5/MOD3.3 [Internet]. 2023 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-12042023-115922/

    • Vancouver

      Frenzel LS. Experimentos no circuito de circulação natural e simulação numérica com o código RELAP5/MOD3.3 [Internet]. 2023 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-12042023-115922/

  • Tese (Doutorado)

    Otimização de parâmetros do núcleo do reator IEA-R1 utilizando o algoritmo de enxame de partículas (2023)

    Santos, Thiago Augusto dos ; Genezini, Frederico Antonio (Orientador)

    Unidade: IPEN

    Assuntos: REATORES NUCLEARES, FORTRAN, ALGORITMOS, FLUXUS, NÊUTRONS, PARTÍCULAS (FÍSICA NUCLEAR), COMBUSTÍVEIS

    Acesso à fonteAcesso à fonteDOIComo citar
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    • ABNT

      SANTOS, Thiago Augusto dos. Otimização de parâmetros do núcleo do reator IEA-R1 utilizando o algoritmo de enxame de partículas. 2023. Tese (Doutorado) – Universidade de São Paulo, São Paulo, 2023. Disponível em: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-05102023-155400/. Acesso em: 05 nov. 2024.

    • APA

      Santos, T. A. dos. (2023). Otimização de parâmetros do núcleo do reator IEA-R1 utilizando o algoritmo de enxame de partículas (Tese (Doutorado). Universidade de São Paulo, São Paulo. Recuperado de https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-05102023-155400/

    • NLM

      Santos TA dos. Otimização de parâmetros do núcleo do reator IEA-R1 utilizando o algoritmo de enxame de partículas [Internet]. 2023 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-05102023-155400/

    • Vancouver

      Santos TA dos. Otimização de parâmetros do núcleo do reator IEA-R1 utilizando o algoritmo de enxame de partículas [Internet]. 2023 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-05102023-155400/

  • Tese (Doutorado)

    Estudo da cinética de geração de hidrogênio por reação metal-água em ligas de revestimento de combustível aplicadas em reatores nucleares (2023)

    Avelar, Alan Matias; Mourão, Marcelo Breda (Orientador)

    Unidade: EP

    Assuntos: AÇO INOXIDÁVEL, OXIDAÇÃO, HIDROGÊNIO, REATORES NUCLEARES

    Acesso à fonteComo citar
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    • ABNT

      AVELAR, Alan Matias. Estudo da cinética de geração de hidrogênio por reação metal-água em ligas de revestimento de combustível aplicadas em reatores nucleares. 2023. Tese (Doutorado) – Universidade de São Paulo, São Paulo, 2023. Disponível em: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/3/3133/tde-07072023-073200/. Acesso em: 05 nov. 2024.

    • APA

      Avelar, A. M. (2023). Estudo da cinética de geração de hidrogênio por reação metal-água em ligas de revestimento de combustível aplicadas em reatores nucleares (Tese (Doutorado). Universidade de São Paulo, São Paulo. Recuperado de https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/3/3133/tde-07072023-073200/

    • NLM

      Avelar AM. Estudo da cinética de geração de hidrogênio por reação metal-água em ligas de revestimento de combustível aplicadas em reatores nucleares [Internet]. 2023 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/3/3133/tde-07072023-073200/

    • Vancouver

      Avelar AM. Estudo da cinética de geração de hidrogênio por reação metal-água em ligas de revestimento de combustível aplicadas em reatores nucleares [Internet]. 2023 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/3/3133/tde-07072023-073200/

  • Tese (Doutorado)

    Otimização de parâmetros do núcleo do reator IEA-R1 utilizando o algoritmo de enxame de partículas (2023)

    Santos, Thiago Augusto dos ; Genezini, Frederico Antonio (Orientador)

    Unidade: IPEN

    Assuntos: REATORES NUCLEARES, ALGORITMOS, PARTÍCULAS (FÍSICA NUCLEAR)

    Acesso à fonteAcesso à fonteDOIComo citar
    A citação é gerada automaticamente e pode não estar totalmente de acordo com as normas

    • ABNT

      SANTOS, Thiago Augusto dos. Otimização de parâmetros do núcleo do reator IEA-R1 utilizando o algoritmo de enxame de partículas. 2023. Tese (Doutorado) – Universidade de São Paulo, São Paulo, 2023. Disponível em: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-05102023-155400/. Acesso em: 05 nov. 2024.

    • APA

      Santos, T. A. dos. (2023). Otimização de parâmetros do núcleo do reator IEA-R1 utilizando o algoritmo de enxame de partículas (Tese (Doutorado). Universidade de São Paulo, São Paulo. Recuperado de https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-05102023-155400/

    • NLM

      Santos TA dos. Otimização de parâmetros do núcleo do reator IEA-R1 utilizando o algoritmo de enxame de partículas [Internet]. 2023 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-05102023-155400/

    • Vancouver

      Santos TA dos. Otimização de parâmetros do núcleo do reator IEA-R1 utilizando o algoritmo de enxame de partículas [Internet]. 2023 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-05102023-155400/

  • Dissertação (Mestrado)

    Desenvolvimento de estratégias para descomissionamento de reatores nucleares de pequeno porte no Brasil (2023)

    Caldas Neto, Alvaro Brito ; Silva, Antonio Teixeira e (Orientador)

    Unidade: IPEN

    Assuntos: REATORES NUCLEARES, RESÍDUOS RADIOATIVOS, ENERGIA NUCLEAR

    Acesso à fonteAcesso à fonteDOIComo citar
    A citação é gerada automaticamente e pode não estar totalmente de acordo com as normas

    • ABNT

      CALDAS NETO, Alvaro Brito. Desenvolvimento de estratégias para descomissionamento de reatores nucleares de pequeno porte no Brasil. 2023. Dissertação (Mestrado) – Universidade de São Paulo, São Paulo, 2023. Disponível em: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-05102023-101722/. Acesso em: 05 nov. 2024.

    • APA

      Caldas Neto, A. B. (2023). Desenvolvimento de estratégias para descomissionamento de reatores nucleares de pequeno porte no Brasil (Dissertação (Mestrado). Universidade de São Paulo, São Paulo. Recuperado de https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-05102023-101722/

    • NLM

      Caldas Neto AB. Desenvolvimento de estratégias para descomissionamento de reatores nucleares de pequeno porte no Brasil [Internet]. 2023 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-05102023-101722/

    • Vancouver

      Caldas Neto AB. Desenvolvimento de estratégias para descomissionamento de reatores nucleares de pequeno porte no Brasil [Internet]. 2023 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-05102023-101722/

  • Dissertação (Mestrado)

    Avaliação da influência da subcamada viscosa na estabilidade mecânica de placas de elementos combustíveis em condições de escoamento axial por meio de simulações numéricas FSI (2023)

    Moura, Alceu José dos Santos ; Mattar Neto, Miguel (Orientador)

    Unidade: IPEN

    Assuntos: FLUÍDOS COMPLEXOS, VISCOSIDADE DO FLUXO DOS FLUÍDOS, ESTRUTURAS, PLACAS, COMBUSTÍVEIS, REATORES NUCLEARES, IMPERFEIÇÕES E FALHAS DOS MATERIAIS

    Acesso à fonteAcesso à fonteDOIComo citar
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    • ABNT

      MOURA, Alceu José dos Santos. Avaliação da influência da subcamada viscosa na estabilidade mecânica de placas de elementos combustíveis em condições de escoamento axial por meio de simulações numéricas FSI. 2023. Dissertação (Mestrado) – Universidade de São Paulo, São Paulo, 2023. Disponível em: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-06102023-095619/. Acesso em: 05 nov. 2024.

    • APA

      Moura, A. J. dos S. (2023). Avaliação da influência da subcamada viscosa na estabilidade mecânica de placas de elementos combustíveis em condições de escoamento axial por meio de simulações numéricas FSI (Dissertação (Mestrado). Universidade de São Paulo, São Paulo. Recuperado de https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-06102023-095619/

    • NLM

      Moura AJ dos S. Avaliação da influência da subcamada viscosa na estabilidade mecânica de placas de elementos combustíveis em condições de escoamento axial por meio de simulações numéricas FSI [Internet]. 2023 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-06102023-095619/

    • Vancouver

      Moura AJ dos S. Avaliação da influência da subcamada viscosa na estabilidade mecânica de placas de elementos combustíveis em condições de escoamento axial por meio de simulações numéricas FSI [Internet]. 2023 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-06102023-095619/

  • Dissertação (Mestrado)

    Desenvolvimento do Programa da Garantia da Confiabilidade em uma planta nuclear brasileira subsidiado por um modelo de Confiabilidade, Disponibilidade e Manutenibilidade  (2023)

    Gomes, Jerônimo Moraes ; Mattar Neto, Miguel (Orientador)

    Unidade: IPEN

    Assuntos: PROGRAMA DE SAÚDE OCUPACIONAL, SEGURANÇA NUCLEAR, REATORES NUCLEARES, PROTEÇÃO AMBIENTAL, SEGURANÇA PÚBLICA

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    A citação é gerada automaticamente e pode não estar totalmente de acordo com as normas

    • ABNT

      GOMES, Jerônimo Moraes. Desenvolvimento do Programa da Garantia da Confiabilidade em uma planta nuclear brasileira subsidiado por um modelo de Confiabilidade, Disponibilidade e Manutenibilidade . 2023. Dissertação (Mestrado) – Universidade de São Paulo, São Paulo, 2023. Disponível em: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-06102023-142525/. Acesso em: 05 nov. 2024.

    • APA

      Gomes, J. M. (2023). Desenvolvimento do Programa da Garantia da Confiabilidade em uma planta nuclear brasileira subsidiado por um modelo de Confiabilidade, Disponibilidade e Manutenibilidade  (Dissertação (Mestrado). Universidade de São Paulo, São Paulo. Recuperado de https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-06102023-142525/

    • NLM

      Gomes JM. Desenvolvimento do Programa da Garantia da Confiabilidade em uma planta nuclear brasileira subsidiado por um modelo de Confiabilidade, Disponibilidade e Manutenibilidade  [Internet]. 2023 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-06102023-142525/

    • Vancouver

      Gomes JM. Desenvolvimento do Programa da Garantia da Confiabilidade em uma planta nuclear brasileira subsidiado por um modelo de Confiabilidade, Disponibilidade e Manutenibilidade  [Internet]. 2023 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-06102023-142525/

  • Dissertação (Mestrado)

    Análise mecânica e dinâmica tridimensional de um compósito cilíndrico de fibra de carbono/epóxi em função do padrão de bobinamento (2023)

    Falashi, Ronaldo de Held ; Andrade, Delvonei Alves de (Orientador)

    Unidade: IPEN

    Assuntos: REATORES NUCLEARES, VASOS, FILAMENTOS INTERMEDIÁRIOS, BOBINAS ELÉTRICAS, FIBRAÇÕES, CARVÃO, ACIDENTES, MODELOS ANALÍTICOS, TERCEIRA DIMENSÃO

    Acesso à fonteAcesso à fonteDOIComo citar
    A citação é gerada automaticamente e pode não estar totalmente de acordo com as normas

    • ABNT

      FALASHI, Ronaldo de Held. Análise mecânica e dinâmica tridimensional de um compósito cilíndrico de fibra de carbono/epóxi em função do padrão de bobinamento. 2023. Dissertação (Mestrado) – Universidade de São Paulo, São Paulo, 2023. Disponível em: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-06102023-153257/. Acesso em: 05 nov. 2024.

    • APA

      Falashi, R. de H. (2023). Análise mecânica e dinâmica tridimensional de um compósito cilíndrico de fibra de carbono/epóxi em função do padrão de bobinamento (Dissertação (Mestrado). Universidade de São Paulo, São Paulo. Recuperado de https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-06102023-153257/

    • NLM

      Falashi R de H. Análise mecânica e dinâmica tridimensional de um compósito cilíndrico de fibra de carbono/epóxi em função do padrão de bobinamento [Internet]. 2023 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-06102023-153257/

    • Vancouver

      Falashi R de H. Análise mecânica e dinâmica tridimensional de um compósito cilíndrico de fibra de carbono/epóxi em função do padrão de bobinamento [Internet]. 2023 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-06102023-153257/

  • Tese (Doutorado)

    Análise neutrônica e do comportamento sob irradiação de combustíveis tolerantes à falha (2023)

    Abe, Alfredo Yuuitiro; Silva, Antonio Teixeira e (Orientador)

    Unidade: IPEN

    Assuntos: REATORES NUCLEARES, ACIDENTES, CONTROLE ADAPTATIVO, NÊUTRONS, COMBUSTÍVEIS ALTERNATIVOS, SIMULAÇÃO DE SISTEMAS

    Acesso à fonteAcesso à fonteDOIComo citar
    A citação é gerada automaticamente e pode não estar totalmente de acordo com as normas

    • ABNT

      ABE, Alfredo Yuuitiro. Análise neutrônica e do comportamento sob irradiação de combustíveis tolerantes à falha. 2023. Tese (Doutorado) – Universidade de São Paulo, São Paulo, 2023. Disponível em: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-15052023-085500/. Acesso em: 05 nov. 2024.

    • APA

      Abe, A. Y. (2023). Análise neutrônica e do comportamento sob irradiação de combustíveis tolerantes à falha (Tese (Doutorado). Universidade de São Paulo, São Paulo. Recuperado de https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-15052023-085500/

    • NLM

      Abe AY. Análise neutrônica e do comportamento sob irradiação de combustíveis tolerantes à falha [Internet]. 2023 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-15052023-085500/

    • Vancouver

      Abe AY. Análise neutrônica e do comportamento sob irradiação de combustíveis tolerantes à falha [Internet]. 2023 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-15052023-085500/

  • Dissertação (Mestrado)

    Modelagem e análise termo-hidráulica do reator de pesquisa IEA-R1 utilizando o código RELAP (2023)

    Campos, Rogério Carvalho de ; Andrade, Delvonei Alves de (Orientador)

    Unidade: IPEN

    Assuntos: REATORES NUCLEARES, SISTEMAS DE CONTROLE, TERMOANÁLISE, HIDRÁULICA APLICADA, TRANSIENTES HIDRÁULICOS, MODELO NUCLEAR, SIMULAÇÃO

    Acesso à fonteAcesso à fonteDOIComo citar
    A citação é gerada automaticamente e pode não estar totalmente de acordo com as normas

    • ABNT

      CAMPOS, Rogério Carvalho de. Modelagem e análise termo-hidráulica do reator de pesquisa IEA-R1 utilizando o código RELAP. 2023. Dissertação (Mestrado) – Universidade de São Paulo, São Paulo, 2023. Disponível em: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-06102023-152333/. Acesso em: 05 nov. 2024.

    • APA

      Campos, R. C. de. (2023). Modelagem e análise termo-hidráulica do reator de pesquisa IEA-R1 utilizando o código RELAP (Dissertação (Mestrado). Universidade de São Paulo, São Paulo. Recuperado de https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-06102023-152333/

    • NLM

      Campos RC de. Modelagem e análise termo-hidráulica do reator de pesquisa IEA-R1 utilizando o código RELAP [Internet]. 2023 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-06102023-152333/

    • Vancouver

      Campos RC de. Modelagem e análise termo-hidráulica do reator de pesquisa IEA-R1 utilizando o código RELAP [Internet]. 2023 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-06102023-152333/

  • Artigo de periodico-dep/entr

    Professor Claudio Schon, da Poli-USP, participa de entrevista sobre o Projeto de Reator Multipropósito Brasileiro, juntamente com a Doutora Patricia Pagetti, IPEN e o Jornalista Luis Nassif [Entrevista} (2023)

    Schön, Cláudio Geraldo ; Nassif, Luís; Pagetti, Patricia

    Fonte: Poli Noticias- Boletim Informativo da Escola Politécnica. Unidade: EP

    Assuntos: ENGENHARIA NUCLEAR, REATORES NUCLEARES

    PrivadoAcesso à fonteComo citar
    A citação é gerada automaticamente e pode não estar totalmente de acordo com as normas

    • ABNT

      SCHÖN, Cláudio Geraldo e NASSIF, Luís e PAGETTI, Patricia. Professor Claudio Schon, da Poli-USP, participa de entrevista sobre o Projeto de Reator Multipropósito Brasileiro, juntamente com a Doutora Patricia Pagetti, IPEN e o Jornalista Luis Nassif [Entrevista}. Poli Noticias- Boletim Informativo da Escola Politécnica. São Paulo: Escola Politécnica, Universidade de São Paulo. Disponível em: https://www.poli.usp.br/noticias/polinamidia/87972-professor-claudio-schon-da-poli-usp-participa-de-entrevista-sobre-o-projeto-do-reator-multiproposito-brasileiro.html. Acesso em: 05 nov. 2024. , 2023

    • APA

      Schön, C. G., Nassif, L., & Pagetti, P. (2023). Professor Claudio Schon, da Poli-USP, participa de entrevista sobre o Projeto de Reator Multipropósito Brasileiro, juntamente com a Doutora Patricia Pagetti, IPEN e o Jornalista Luis Nassif [Entrevista}. Poli Noticias- Boletim Informativo da Escola Politécnica. São Paulo: Escola Politécnica, Universidade de São Paulo. Recuperado de https://www.poli.usp.br/noticias/polinamidia/87972-professor-claudio-schon-da-poli-usp-participa-de-entrevista-sobre-o-projeto-do-reator-multiproposito-brasileiro.html

    • NLM

      Schön CG, Nassif L, Pagetti P. Professor Claudio Schon, da Poli-USP, participa de entrevista sobre o Projeto de Reator Multipropósito Brasileiro, juntamente com a Doutora Patricia Pagetti, IPEN e o Jornalista Luis Nassif [Entrevista} [Internet]. Poli Noticias- Boletim Informativo da Escola Politécnica. 2023 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.poli.usp.br/noticias/polinamidia/87972-professor-claudio-schon-da-poli-usp-participa-de-entrevista-sobre-o-projeto-do-reator-multiproposito-brasileiro.html

    • Vancouver

      Schön CG, Nassif L, Pagetti P. Professor Claudio Schon, da Poli-USP, participa de entrevista sobre o Projeto de Reator Multipropósito Brasileiro, juntamente com a Doutora Patricia Pagetti, IPEN e o Jornalista Luis Nassif [Entrevista} [Internet]. Poli Noticias- Boletim Informativo da Escola Politécnica. 2023 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.poli.usp.br/noticias/polinamidia/87972-professor-claudio-schon-da-poli-usp-participa-de-entrevista-sobre-o-projeto-do-reator-multiproposito-brasileiro.html

  • Tese (Doutorado)

    Análise e impacto das matrizes de covariância de dados nucleares com efeitos de auto blindagem em parâmetros integrais de reatores nucleares (2022)

    Galia,^Marcus^Vinicius^Camillo; Santos, Adimir dos (Orientador)

    Unidade: IPEN

    Assuntos: ERRO NA EXECUÇÃO, VARIAVEIS (MATEMATICA), AUTOCONTROLE, ANÁLISE NUMÉRICA APLICADA, DADOS CATEGORIZADOS, DADOS CINÉTICOS, PARÂMETROS DE RESPOSTAS, REATORES NUCLEARES

    Acesso à fonteAcesso à fonteDOIComo citar
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    • ABNT

      GALIA, ^Marcus^Vinicius^Camillo. Análise e impacto das matrizes de covariância de dados nucleares com efeitos de auto blindagem em parâmetros integrais de reatores nucleares. 2022. Tese (Doutorado) – Universidade de São Paulo, São Paulo, 2022. Disponível em: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-05122022-133837/. Acesso em: 05 nov. 2024.

    • APA

      Galia, ^M. ^V. ^C. (2022). Análise e impacto das matrizes de covariância de dados nucleares com efeitos de auto blindagem em parâmetros integrais de reatores nucleares (Tese (Doutorado). Universidade de São Paulo, São Paulo. Recuperado de https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-05122022-133837/

    • NLM

      Galia ^M^V^C. Análise e impacto das matrizes de covariância de dados nucleares com efeitos de auto blindagem em parâmetros integrais de reatores nucleares [Internet]. 2022 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-05122022-133837/

    • Vancouver

      Galia ^M^V^C. Análise e impacto das matrizes de covariância de dados nucleares com efeitos de auto blindagem em parâmetros integrais de reatores nucleares [Internet]. 2022 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-05122022-133837/

  • Dissertação (Mestrado)

    Avaliação probabilística de segurança de projetos de sistemas elétricos de instalações nucleares (2022)

    Borsoi, Sad Sandrini; Mattar Neto, Miguel (Orientador)

    Unidade: IPEN

    Assuntos: REATORES NUCLEARES, SISTEMAS ELÉTRICOS DE POTÊNCIA, DANO ESTÉTICO, IMPERFEIÇÕES E FALHAS DOS MATERIAIS, INSTALAÇÕES PREDIAIS DE SEGURANÇA, PROBABILIDADE APLICADA, PROTEÇÃO DE SISTEMAS ELÉTRICOS, LICENÇA DE FUNCIONAMENTO, PROJETOS INDUSTRIAIS

    Acesso à fonteAcesso à fonteDOIComo citar
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    • ABNT

      BORSOI, Sad Sandrini. Avaliação probabilística de segurança de projetos de sistemas elétricos de instalações nucleares. 2022. Dissertação (Mestrado) – Universidade de São Paulo, São Paulo, 2022. Disponível em: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-04082022-145120/. Acesso em: 05 nov. 2024.

    • APA

      Borsoi, S. S. (2022). Avaliação probabilística de segurança de projetos de sistemas elétricos de instalações nucleares (Dissertação (Mestrado). Universidade de São Paulo, São Paulo. Recuperado de https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-04082022-145120/

    • NLM

      Borsoi SS. Avaliação probabilística de segurança de projetos de sistemas elétricos de instalações nucleares [Internet]. 2022 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-04082022-145120/

    • Vancouver

      Borsoi SS. Avaliação probabilística de segurança de projetos de sistemas elétricos de instalações nucleares [Internet]. 2022 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-04082022-145120/

  • Dissertação (Mestrado)

    Sobre o dimensionamento de uniões flangeadas retangulares parafusadas com face inteira (full face) (2022)

    Soave, Augusto; Mattar Neto, Miguel (Orientador)

    Unidade: IPEN

    Assuntos: REATORES NUCLEARES, VASOS DE PRESSÃO, JUNTAS APARAFUSADAS, JUNTAS ESTRUTURAIS, ENGENHARIA NUCLEAR

    Acesso à fonteAcesso à fonteDOIComo citar
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    • ABNT

      SOAVE, Augusto. Sobre o dimensionamento de uniões flangeadas retangulares parafusadas com face inteira (full face). 2022. Dissertação (Mestrado) – Universidade de São Paulo, São Paulo, 2022. Disponível em: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-09092022-151223/. Acesso em: 05 nov. 2024.

    • APA

      Soave, A. (2022). Sobre o dimensionamento de uniões flangeadas retangulares parafusadas com face inteira (full face) (Dissertação (Mestrado). Universidade de São Paulo, São Paulo. Recuperado de https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-09092022-151223/

    • NLM

      Soave A. Sobre o dimensionamento de uniões flangeadas retangulares parafusadas com face inteira (full face) [Internet]. 2022 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-09092022-151223/

    • Vancouver

      Soave A. Sobre o dimensionamento de uniões flangeadas retangulares parafusadas com face inteira (full face) [Internet]. 2022 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-09092022-151223/

  • Tese (Doutorado)

    Concepção de núcleo de reator de sal fundido de tório para propulsão naval (2022)

    Freitas Neto, Luiz Gonzaga de; Andrade, Delvonei Alves de (Orientador); Santos, Adimir dos (coorient)

    Unidade: IPEN

    Assuntos: ENGENHARIA NUCLEAR, TÓRIO, REATORES NUCLEARES, PROPULSÃO NUCLEAR, PROPULSÃO POR SISTEMAS MISTOS, NAVIOS, COMBUSTÍVEIS ALTERNATIVOS, SAL (DEPÓSITO MINERAL), FUNDIÇÃO

    Acesso à fonteAcesso à fonteDOIComo citar
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    • ABNT

      FREITAS NETO, Luiz Gonzaga de. Concepção de núcleo de reator de sal fundido de tório para propulsão naval. 2022. Tese (Doutorado) – Universidade de São Paulo, São Paulo, 2022. Disponível em: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-19102022-153721/. Acesso em: 05 nov. 2024.

    • APA

      Freitas Neto, L. G. de. (2022). Concepção de núcleo de reator de sal fundido de tório para propulsão naval (Tese (Doutorado). Universidade de São Paulo, São Paulo. Recuperado de https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-19102022-153721/

    • NLM

      Freitas Neto LG de. Concepção de núcleo de reator de sal fundido de tório para propulsão naval [Internet]. 2022 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-19102022-153721/

    • Vancouver

      Freitas Neto LG de. Concepção de núcleo de reator de sal fundido de tório para propulsão naval [Internet]. 2022 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-19102022-153721/

  • Artigo de jornal-dep/entr

    Reatores a tório, menos perigosos, podem ser o futuro da energia nuclear. [Depoimento a Letícia Naome] (2022)

    Marega Junior, Euclydes

    Fonte: Jornal da USP. Unidade: IFSC

    Assuntos: ENERGIA NUCLEAR, REATORES NUCLEARES, TÓRIO

    Versão PublicadaAcesso à fonteComo citar
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    • ABNT

      MAREGA JUNIOR, Euclydes. Reatores a tório, menos perigosos, podem ser o futuro da energia nuclear. [Depoimento a Letícia Naome]. Jornal da USP. São Paulo: Instituto de Física de São Carlos, Universidade de São Paulo. Disponível em: https://jornal.usp.br/atualidades/reatores-a-torio-menos-perigosos-podem-ser-o-futuro-da-energia-nuclear. Acesso em: 05 nov. 2024. , 2022

    • APA

      Marega Junior, E. (2022). Reatores a tório, menos perigosos, podem ser o futuro da energia nuclear. [Depoimento a Letícia Naome]. Jornal da USP. São Paulo: Instituto de Física de São Carlos, Universidade de São Paulo. Recuperado de https://jornal.usp.br/atualidades/reatores-a-torio-menos-perigosos-podem-ser-o-futuro-da-energia-nuclear

    • NLM

      Marega Junior E. Reatores a tório, menos perigosos, podem ser o futuro da energia nuclear. [Depoimento a Letícia Naome] [Internet]. Jornal da USP. 2022 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://jornal.usp.br/atualidades/reatores-a-torio-menos-perigosos-podem-ser-o-futuro-da-energia-nuclear

    • Vancouver

      Marega Junior E. Reatores a tório, menos perigosos, podem ser o futuro da energia nuclear. [Depoimento a Letícia Naome] [Internet]. Jornal da USP. 2022 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://jornal.usp.br/atualidades/reatores-a-torio-menos-perigosos-podem-ser-o-futuro-da-energia-nuclear

  • Artigo de periodico

    A simulation model for capacity planning of nuclear fuel plants for research reactors (2021)

    Negro, Miguel Luiz Miotto ; Durazzo, Michelangelo ; Mesquita, Marco Aurélio de ; Scuro, Nikolas Lymberis ; Carvalho, Elita Fontenele Urano de ; Andrade, Delvonei Alves de

    Fonte: Brazilian Journal of Radiation Sciences. Unidade: EP

    Assuntos: REATORES NUCLEARES, COMBUSTÍVEIS, MODELOS MATEMÁTICOS

    Versão PublicadaAcesso à fonteDOIComo citar
    A citação é gerada automaticamente e pode não estar totalmente de acordo com as normas

    • ABNT

      NEGRO, Miguel Luiz Miotto et al. A simulation model for capacity planning of nuclear fuel plants for research reactors. Brazilian Journal of Radiation Sciences, v. 9, n. 1, p. 28 on-line, 2021Tradução . . Disponível em: https://doi.org/10.15392/bjrs.v9i1.1588. Acesso em: 05 nov. 2024.

    • APA

      Negro, M. L. M., Durazzo, M., Mesquita, M. A. de, Scuro, N. L., Carvalho, E. F. U. de, & Andrade, D. A. de. (2021). A simulation model for capacity planning of nuclear fuel plants for research reactors. Brazilian Journal of Radiation Sciences, 9( 1), 28 on-line. doi:10.15392/bjrs.v9i1.1588

    • NLM

      Negro MLM, Durazzo M, Mesquita MA de, Scuro NL, Carvalho EFU de, Andrade DA de. A simulation model for capacity planning of nuclear fuel plants for research reactors [Internet]. Brazilian Journal of Radiation Sciences. 2021 ; 9( 1): 28 on-line.[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://doi.org/10.15392/bjrs.v9i1.1588

    • Vancouver

      Negro MLM, Durazzo M, Mesquita MA de, Scuro NL, Carvalho EFU de, Andrade DA de. A simulation model for capacity planning of nuclear fuel plants for research reactors [Internet]. Brazilian Journal of Radiation Sciences. 2021 ; 9( 1): 28 on-line.[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://doi.org/10.15392/bjrs.v9i1.1588

  • Dissertação (Mestrado)

    Metodologia numérica para a análise de tensões elásticas no projeto por análise de vasos de pressão nucleares (2021)

    Figueiredo, Carolina Della Ricco; Mattar Neto, Miguel (Orientador)

    Unidade: IPEN

    Assuntos: TENSÃO ESTRUTURAL, ELASTICIDADE, VASOS DE PRESSÃO, REATORES NUCLEARES, ACIDENTE NUCLEAR, SEGURANÇA ESTRUTURAL, TERCEIRA DIMENSÃO, CÁLCULO DE ESTRUTURAS, MÉTODO DOS ELEMENTOS FINITOS

    Acesso à fonteAcesso à fonteDOIComo citar
    A citação é gerada automaticamente e pode não estar totalmente de acordo com as normas

    • ABNT

      FIGUEIREDO, Carolina Della Ricco. Metodologia numérica para a análise de tensões elásticas no projeto por análise de vasos de pressão nucleares. 2021. Dissertação (Mestrado) – Universidade de São Paulo, São Paulo, 2021. Disponível em: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-28012022-171806/. Acesso em: 05 nov. 2024.

    • APA

      Figueiredo, C. D. R. (2021). Metodologia numérica para a análise de tensões elásticas no projeto por análise de vasos de pressão nucleares (Dissertação (Mestrado). Universidade de São Paulo, São Paulo. Recuperado de https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-28012022-171806/

    • NLM

      Figueiredo CDR. Metodologia numérica para a análise de tensões elásticas no projeto por análise de vasos de pressão nucleares [Internet]. 2021 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-28012022-171806/

    • Vancouver

      Figueiredo CDR. Metodologia numérica para a análise de tensões elásticas no projeto por análise de vasos de pressão nucleares [Internet]. 2021 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-28012022-171806/

  • Artigo de periodico

    Laves phases in the U -- Mo -- Zr system (2021)

    Morais, Nathanael Wagner Sales ; Schön, Cláudio Geraldo

    Fonte: Journal of Alloys and Compounds. Unidade: EP

    Assuntos: DIFRAÇÃO POR RAIOS X, REATORES NUCLEARES, COMBUSTÍVEIS

    PrivadoAcesso à fonteDOIComo citar
    A citação é gerada automaticamente e pode não estar totalmente de acordo com as normas

    • ABNT

      MORAIS, Nathanael Wagner Sales e SCHÖN, Cláudio Geraldo. Laves phases in the U -- Mo -- Zr system. Journal of Alloys and Compounds, 2021Tradução . . Disponível em: https://doi.org/10.1016/j.jallcom.2020.158070. Acesso em: 05 nov. 2024.

    • APA

      Morais, N. W. S., & Schön, C. G. (2021). Laves phases in the U -- Mo -- Zr system. Journal of Alloys and Compounds. doi:10.1016/j.jallcom.2020.158070

    • NLM

      Morais NWS, Schön CG. Laves phases in the U -- Mo -- Zr system [Internet]. Journal of Alloys and Compounds. 2021 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://doi.org/10.1016/j.jallcom.2020.158070

    • Vancouver

      Morais NWS, Schön CG. Laves phases in the U -- Mo -- Zr system [Internet]. Journal of Alloys and Compounds. 2021 ;[citado 2024 nov. 05 ] Available from: https://doi.org/10.1016/j.jallcom.2020.158070

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