INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES Repositório Digital da Produção Técnico Científica Biblioteca Terezine Arantes Ferraz

 

Publicações do autor   ANTONIO TEIXEIRA E SILVA    depositadas no Repositório Digital/IPEN - Total : 141 26/04/2024 11:39:30
Seq	Ano	Ipen_doc	Tipo	Circ.	Título
1	2023	29914	Artigo de periódico	I	Assessment of minimum allowable thickness of advanced steel (FeCrAl) cladding for accident tolerant fuel
2	2023	29918	Artigo de periódico	I	Strategies for decommissioning small nuclear reactors in Brazil
3	2021	27847	Artigo de periódico	N	Comparison of computer programs to analyze the irradiation performance of U-Mo monolithic fuel plates and UO2 cylindrical fuel rods in power reactors
4	2021	27926	Artigo de periódico	N	Modification of fuel performance code to evaluate iron-based alloy behavior under LOCA scenario
5	2021	28210	Texto completo de evento	I	Development of a computer code PADPLAC-UMo for performance analysis of monolithic uranium molybdenum fuel plate
6	2021	28305	Texto completo de evento	I	Computer security on Brazilian nuclear facilities
7	2021	28507	Artigo de periódico	N	A method for uncertainty and sensitivity analysis in fuel performance codes
8	2020	26854	Texto completo de evento	I	Assessment of high conductivity ceramic fuel concept under normal and accident conditions
9	2020	26855	Texto completo de evento	I	Reactivity initiated accident assessment for ATF cladding materials
10	2020	27620	Texto completo de evento	I	The IPEN/CNEN contribution to IAEA FUMAC benchmark using modified fuel performance code based on stainless steel as cladding under steady state, transient and accident conditions
11	2019	25689	Relatório técnico	N	Inspeção visual de elementos de combustível, elementos de controle e complementos do núcleo do reator da Usina Nuclear Angra 2 durante a parada técnica programada 2P15
12	2019	26269	Texto completo de evento	I	Mechanical-structural analysis of a stainless steel fuel rod under burst test conditions
13	2019	26356	Texto completo de evento	I	Fuel performance of iron-based alloy cladding using modified TRANSURANUS code
14	2019	26359	Texto completo de evento	I	Behavior of thorium plutonium fuel on light water reactors
15	2019	26363	Texto completo de evento	I	Modification of TRANSURANUS fuel performance code in the ATF framework
16	2019	26364	Texto completo de evento	I	Performance analysis of UO2-SiC fuel under normal conditions
17	2019	26711	Capítulo de livro	I	Development and application of modified fuel performance code based on stainless steel as cladding under steady state, transient and accident conditions
18	2019	27963	Texto completo de evento	I	Preliminary assessment of iron alloy cladding as accident tolerant fuel cladding
19	2018	24804	Artigo de periódico	I	Thermal hydraulic analysis improvement for the IEA-R1 research reactor and fuel assembly design modification
20	2018	24890	Relatório técnico	N	Inspeção visual de elementos combustíveis, elementos de controle e componentes do núcleo do reator da Usina Nuclear Angra 2 durante a parada técnica programada 2P14
21	2018	25264	Texto completo de evento	I	Study of models for high burn behavior of uranium-7% gadolinium fuel rods for pressurized light water reactors
22	2018	25593	Relatório técnico	N	Inspeção Visual de Elementos de Combustível durante a Parada 1P24 da CNAAA Unidade 1 (Novembro/ 2018)
23	2018	25989	Texto completo de evento	I	Uncertainty evaluation and sensitivity analysis under accident scenarios
24	2018	26904	Texto completo de evento	I	Fuel performance assessment of enhanced accident tolerant fuel using iron-based alloys as cladding
25	2017	24007	Texto completo de evento	I	Simulating fuel behavior under transient conditions using fraptran and uncertainty analysis using DAKOTA
26	2017	24011	Texto completo de evento	I	Assessment of uranium dioxide fuel performance with the addition of beryllium oxide
27	2017	24012	Texto completo de evento	I	Modification of fuel performance code to evaluate iron-based alloy behavior under loca scenario
28	2017	24013	Texto completo de evento	I	Simulation of accident-tolerant U3Si2 fuel using FRAPCON code
29	2017	24014	Texto completo de evento	I	High density fuels using dispersion and monolithic fuel
30	2017	24016	Texto completo de evento	I	Analysis of the behavior under irradiation of high burnup nuclear fuels with the computer programs FRAPCON and FRAPTRAN
31	2017	24021	Texto completo de evento	I	Sensitivity assessment of fuel performance codes for loca accident scenario
32	2017	24277	Relatório técnico	N	Inspeção visual de elementos combustíveis durante a parada 1P23 da CNAAA Unidade 1 (agosto-setembro/ 2017)
33	2017	24578	Resumo de eventos científicos	I	Experiments of loss of coolant in the IEA-R1 reactor
34	2017	24688	Artigo de periódico	I	Nuclear fuel safety threshold determined by logistic regression plus uncertainty
35	2017	24947	Texto completo de evento	I	Analysis of the combined effects on the fuel performance of UO2-BeO as fuel and iron-based alloy as cladding
36	2016	21604	Artigo de periódico	I	Neutronic analysis of a U-Mo-Al fuel and europium as burnable poison
37	2016	22784	Relatório técnico	N	Inspeção Visual de Elementos Combustíveis, Elementos de Controle e Complementos do Núcleo do Reator da Usina Nuclear Angra 2 durante a Parada Técnica Programada 2P13
38	2016	22795	Relatório técnico	N	Inspeção Visual de Elementos Combustíveis durante a Parada Técnica Programada 1P22 da CNAAA Unidade 1 (Junho/2016)
39	2016	23518	Artigo de periódico	I	Evaluation of corrosion on the fuel performance of stainless steel cladding
40	2015	20977	Texto completo de evento	I	Modeling of PWR fuel at extended burnup
41	2015	20986	Texto completo de evento	I	Adaptation on fuel code for light water reactor with austenitic steel rod cladding
42	2015	21144	Texto completo de evento	I	Simulation of the effects of the extend fuel rod burn-up under loca scenario
43	2015	21341	Texto completo de evento	I	Neutronic and thermal-hydraulics calculations for the production of molybdenum-99 by fission in low enriched uranium UALx-AL targets
44	2015	21347	Texto completo de evento	I	Comparison of low enriched uranium UAlx-Al and U-Ni) targets with different geometries for the production of molybdenum-99
45	2015	21348	Texto completo de evento	I	Neutronic comparison of hig density fuels (U-MO-AL and Usub(3)Slsub(2)-AL) for research reactor
46	2015	21349	Texto completo de evento	I	Low enriched uranium foil targets with different geometers for the production of molybdenum-99
47	2015	21436	Relatório técnico	N	Inspeção visual de elementos combustíveis durante a parada técnica programada 1P21 da CNAAA unidade 1 (maio/2015)
48	2015	21538	Texto completo de evento	I	New core configurations for the IPEN/CNEN-SP IEAR-R1 Research Reactor using higher density fuels
49	2014	20415	Artigo de periódico	I	Revisiting stainless steel as PWR fuel rod cladding after Fukushima daiichi accident
50	2014	21420	Relatório técnico	N	Revisão do capítulo 9 do relatório de análise de segurança do CCN-IPEN
51	2014	21424	Relatório técnico	N	Inspeção visual de elementos combustíveis durante a parada 1P20 da CNAAA unidade 1 (abril/2014)
52	2014	21432	Relatório técnico	N	Inspeção visual de elementos combustíveis, elementos de controle e complementos do núcleo do reator da Usina Nuclear Angra 2 durante a parada técnica programada 2P11
53	2013	19235	Texto completo de evento	I	Evaluation of fuel performance with different enrichment degrees for an experimental device
54	2013	19468	Texto completo de evento	I	Test section for experimental simulation of loss of coolant accident in an instrumental fuel assembly irradiation in the IEA-R1 reactor
55	2013	19502	Texto completo de evento	I	Neutronic comparison of the nuclear fuels Usub(3)Sisub(2)/Al and U-Mo/Al
56	2012	19110	Artigo de periódico	I	GMDH and artificial neural network applied in an experimental reactor sensors monitoring
57	2011	16872	Texto completo de evento	I	Fuel performance evaluation for the cafe experimental device
58	2011	16899	Texto completo de evento	I	Angra 1 high burnup fuel behaviour under reactivity initiated accident conditions
59	2011	16903	Texto completo de evento	I	GMDH and neural networks applied in monitoring and fault detection in sensors in nuclear power plants
60	2011	16910	Texto completo de evento	I	Application of nondestructive methods for qualification of high density fuels in the IEA-R1 reactor
61	2011	16915	Texto completo de evento	I	Low enriched uranium foil targets with different geometries for the production of molybdenum-99 in the RMB
62	2011	16916	Texto completo de evento	I	Low enriched uranium UAlsub(x)-Al targets for the production of molybdenum-99 in the IEA-R1 and RMB reactors
63	2011	17034	Texto completo de evento	I	Comparison of low enriched uranium (UAlx-Al and U-Ni) targets with different geometries for the production of molybdenum-99 in the RMB
64	2011	17409	Artigo de periódico	I	Group method of data handling and neural networks applied in temperature sensors monitoring
65	2011	17537	Texto completo de evento	I	Application of nondestructive methods for qualification of high density fuels in the IEA-R1 reactor
66	2011	17538	Texto completo de evento	I	Development of computer codes for loss of coolant accident analysis of IEA-R1 reactor
67	2011	17539	Texto completo de evento	I	Neutronic analysis for production of fission molybdenum-99 at IEA-R1 and RMB research reactors
68	2010	15593	Texto completo de evento	I	Qualification process of dispersion fuels in the IEA-R1 research reactor
69	2010	16123	Artigo de periódico	N	Estudo comparativo entre GMDH e redes neurais aplicados na monitoração de sensores
70	2010	16215	Resumo de eventos científicos	N	Analises neutronica, termo-hidraulica e de seguranca de dispositivos para irradiacao de alvos tipo LEU de UAlsub(x)-Al e U-Ni para producao de Mo-99 nos reatores IEA-R1 e RMB
71	2010	18023	Texto completo de evento	N	Redes neurais e sistemas Fuzzy na monitoração e detecção de falhas em sensores do reator IEA-R1
72	2010	18024	Texto completo de evento	N	Seleção de entradas para redes neurais artificiais usando o algoritmo GMDH
73	2009	14334	Texto completo de evento	I	Inspection experience with IEA-R1 spent fuel and non-destructive methods for qualification of high density LEU fuel (Usub(3)Sisub(2)-Al) at IPEN/CNEN-SP
74	2009	15265	Texto completo de evento	I	Neutronic, thermal-hydraulic and accident analysis calculations for an irradiation device to be used in the qualification process of dispersion fuels in the IEA-R1 research reactor
75	2009	15278	Texto completo de evento	I	Application of the failure modes and effects analysis technique to the emergency cooling system of an experimental nuclear power plant
76	2009	15288	Texto completo de evento	I	Program for in-pile qualification of high density silicide dispersion fuel at IPEN/CNEN-SP
77	2009	15302	Texto completo de evento	I	Fuel miniplate thickness measurement system for dispersion fuel swelling evaluation
78	2009	15304	Texto completo de evento	I	GMDH and neural networks applied in temperature sensors monitoring
79	2008	12259	Artigo de periódico	I	Options for the interim storage of IEA-R1 research reactor spent fuels
80	2008	12260	Artigo de periódico	I	Qualification program of research reactor fuels manufactured at IPEN-CNENSP
81	2008	13217	Artigo de periódico	I	A model for release of fission products from a breached fuel plate under wet storage
82	2008	13824	Texto completo de evento	I	Irradiacao de miniplacas de elementos combustiveis tipo dispersao de reatores de pesquisa
83	2008	14719	Artigo de periódico	N	Aplicação da técnica de análise de modos de falha e efeitos ao sistema de resfriamento de emergência de uma instalação nuclear experimental
84	2008	16622	Artigo de periódico	N	O futuro da energia nuclear
85	2007	12162	Texto completo de evento	I	Evaluation of debris fretting failure on PWR fuel by post-irradiation examination and modeling in the degrad-1 code
86	2007	12168	Texto completo de evento	I	Non destructive testing of irradiated fuel assemblies at the IEA-R1 research reactor
87	2007	12169	Texto completo de evento	I	Comparison on the mechanical properties and corrosion resistance of zirlo and other zirconium alloys
88	2007	12174	Texto completo de evento	I	A model for release of fission products from a breached fuel plate under wet storage
89	2006	15469	Texto completo de evento	I	Options for the interim spent fuel storage of the IEA-R1 research reactor in Brazil
90	2006	15470	Texto completo de evento	I	Neutronic and thermal-hydraulics calculations of U-Mo dispersion fuel for utilization in the IEA-R1 reactor core
91	2006	15471	Texto completo de evento	I	Using visual inspection NDT to check integrity of Triga Mark I fuel rods
92	2006	15611	Capítulo de livro	I	Spent fuel management options for research reactors in Latin America
93	2005	10600	Texto completo de evento	I	Estudos comparativos entre os programas FRAPCON-1 e FRAPCON-3
94	2005	10606	Texto completo de evento	I	Avaliacao da degradacao de combustivel PWR por exames pos-irradicaco e modelagem no codigo DEGRAD-1
95	2005	10634	Texto completo de evento	I	Design and construction of an irradiation apparatus with controlled atmosphere and temperature for radiation damage evaluation of nuclear materials in the IEA-R1 research reactor
96	2005	10685	Texto completo de evento	I	Acompanhamento da irradiacao dos elementos combustiveis do reator IEA-R1
97	2005	10696	Texto completo de evento	I	Characterization of spent fuel elements stored at IEA-R1 research reactor based on visual inspections and sipping tests
98	2005	10715	Texto completo de evento	I	Modelo para liberacao de produtos de fissao por placa combustivel falhada e armazenada sob agua
99	2005	10736	Texto completo de evento	I	Desempenho sob irradiacao de elementos combustiveis do tipo U-MO
100	2005	10789	Texto completo de evento	I	Analise de opcoes para o armazenamento temporario de combustiveis queimados do reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP
101	2003	10296	Texto completo de evento	I	Spent fuel management options - The Brazilian perspective for the next 10 years
102	2002	08567	Texto completo de evento	N	Desenvolvimento e utilizacao de elementos instrumentados e sistemas de inspecao visual para reatores nucleares de pesquisa
103	2002	08579	Texto completo de evento	I	Spent fuel situation of Brazilian Research Reactors
104	2002	08682	Texto completo de evento	I	Tecnicas de simulacao de danos da radiacao em materiais
105	2002	08686	Texto completo de evento	I	Teste de sipping em um elemento combustivel tipo placa falhado
106	2002	09339	Artigo de periódico	N	Tecnicas de simulacao de danos da radiacao em materiais
107	2001	07112	Texto completo de evento	N	Analise do resfriamento de canais entre elementos combustiveis de reatores de pesquisa
108	2001	07319	Texto completo de evento	I	Alternative concept for a Fast Energy Amplifier accelerator driven reactor
109	2001	08239	Artigo de periódico	I	New proposal for the fast energy amplifier
110	2001	08313	Artigo de periódico	N	Alternative concept for a Fast Energy Amplifier accelerator driven reactor
111	2001	08920	Texto completo de evento	I	Generation IV water-cooled reactor concepts
112	2001	10310	Texto completo de evento	I	Fuel burnup calculation and measurement at IEA-R1 research reactor
113	2001	10992	Texto completo de evento	I	Visual inspection and sipping of the IAA-R1 irradiated MTR fuel assemblies
114	2001	24481	Resumo de eventos científicos	I	MEA - Modified Energy Amplifier proposal
115	2000	06822	Texto completo de evento	N	Combustiveis para reatores hibridos
116	2000	07057	Texto completo de evento	I	New proposal for the fast Energy Amplifier
117	2000	07206	Texto completo de evento	N	Analise de seguranca do reator IEA-R1 a 5MW
118	1999	06575	Texto completo de evento	N	Avaliacao e desenvolvimento de ferramentas para a analise de acidentes de perda de refrigerante em reatores de pesquisa
119	1999	06606	Texto completo de evento	N	Identificacao dos processos de corrosao dos elementos estruturais do reator IEA-R1m atraves da analise quimica da agua. Fase 1 - Caracterizacao da agua da piscina do reator IEA-R1m
120	1999	06618	Texto completo de evento	N	Simulacao dos acidentes de partida a frio e queda de um elemento combustivel no reator IEA-R1m
121	1999	06716	Texto completo de evento	N	Alternative concept for a fast energy amplifier accelerator driven reactor
122	1997	04988	Texto completo de evento	N	Power upgrading and modernization of IEA-R1 Brazilian Research Reactor
123	1997	05003	Texto completo de evento	N	Analise de acidentes de insercao de reatividade postulados para o reator IEA-R1m
124	1997	05005	Texto completo de evento	N	Analise dos acidentes de perda de refrigerante do reator IEA-R1m a 5MW
125	1996	02966	Texto completo de evento	N	Analise de acidentes de insercao de reatividade em reatores de pesquisa do tipo piscina
126	1993	02128	Texto completo de evento	N	Verificacao de codigos termo-hidraulicos para analise de acidentes de reatores de pesquisa
127	1993	02138	Texto completo de evento	N	Desempenho sob irradiacao de combustiveis a dispersao de MTR
128	1992	01912	Texto completo de evento	N	Modelagem da interacao pastilha-revestimento de PWRs
129	1992	04438	Texto completo de evento	N	Simulacao com o codigo TRAC-PF1 de um APRPPR realizado no circuito experimental BETHSY
130	1991	03899	Texto completo de evento	I	Calculation of the safety-related benchmark problem-IAEA 10 mw: transient calculations
131	1990	03788	Texto completo de evento	N	Qualificacao sob irradiacao dos combustiveis tipo MTR de U sub(3) O sub(8)-Al de fabricacao IPEN/CNEN-SP no reator IEA-R1
132	1989	03290	Texto completo de evento	N	Interligacao dos codigos FRAP-T, FRAPCON e RELAP4 para analise de transientes e acidentes de varetas combustiveis de reator de agua leve
133	1989	03296	Texto completo de evento	N	Analise termica, termo hidraulica e termo-mecanica do combustivel do reator IEA-R1 a 5MW
134	1988	01695	Texto completo de evento	N	Dimensionamento geometrico de pastilhas UOsub(2) de PWRs
135	1988	01696	Texto completo de evento	N	Metodologia de projeto de varetas combustiveis de reatores de agua leve pressurizada
136	1988	01697	Texto completo de evento	N	Utilizacao do codigo FRAPCON-1 na especificacao de parametros de projeto de pastilhas UOsub(2) de PWRs
137	1988	03060	Série Publicação IPEN	N	Dimensionamento geometrico de pastilhas UOsub(2) de PWRs
138	1986	02351	Texto completo de evento	N	Adequacao do codigo FRAP-T4 para analise de varetas combustiveis de reatores PWR com revestimento de aco inoxidavel austenitico
139	1985	02477	Resumo de eventos científicos	I	Some aspects of the use of zircaloy and stainless steel as clad of pressurized water reactor fuel rods
140	1985	02678	Texto completo de evento	N	Alguns aspectos da utilizacao de zircaloy e aco inoxidavel austenitico como material de revestimento de varetas combustiveis de reatores PWR
141	1983	05145	Texto completo de evento	N	Investigacao experimental sobre a liberacao dos actinidios e do cesio das particulas irradiadas do elemento combustivel esferico do reator de alta temperatura