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 : 145 28/11/2024 05:38:21
Seq	Ano	Ipen_doc	Tipo	Circ.	Título
1	2023	29914	Artigo de periódico	Internacional	Assessment of minimum allowable thickness of advanced steel (FeCrAl) cladding for accident tolerant fuel
2	2023	29918	Artigo de periódico	Internacional	Strategies for decommissioning small nuclear reactors in Brazil
3	2023	30258	Texto completo de evento	Internacional	Potential Organizational Behavior Management (OBM) contributions for raising Computer Security awareness and insider threat mitigation
4	2021	27847	Artigo de periódico	Nacional	Comparison of computer programs to analyze the irradiation performance of U-Mo monolithic fuel plates and UO2 cylindrical fuel rods in power reactors
5	2021	27926	Artigo de periódico	Nacional	Modification of fuel performance code to evaluate iron-based alloy behavior under LOCA scenario
6	2021	28210	Texto completo de evento	Internacional	Development of a computer code PADPLAC-UMo for performance analysis of monolithic uranium molybdenum fuel plate
7	2021	28305	Texto completo de evento	Internacional	Computer security on Brazilian nuclear facilities
8	2021	28507	Artigo de periódico	Nacional	A method for uncertainty and sensitivity analysis in fuel performance codes
9	2020	26854	Texto completo de evento	Internacional	Assessment of high conductivity ceramic fuel concept under normal and accident conditions
10	2020	26855	Texto completo de evento	Internacional	Reactivity initiated accident assessment for ATF cladding materials
11	2020	27620	Texto completo de evento	Internacional	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
12	2019	25689	Relatório técnico	Nacional	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
13	2019	26269	Texto completo de evento	Internacional	Mechanical-structural analysis of a stainless steel fuel rod under burst test conditions
14	2019	26356	Texto completo de evento	Internacional	Fuel performance of iron-based alloy cladding using modified TRANSURANUS code
15	2019	26359	Texto completo de evento	Internacional	Behavior of thorium plutonium fuel on light water reactors
16	2019	26363	Texto completo de evento	Internacional	Modification of TRANSURANUS fuel performance code in the ATF framework
17	2019	26364	Texto completo de evento	Internacional	Performance analysis of UO2-SiC fuel under normal conditions
18	2019	26711	Capítulo de livro	Internacional	Development and application of modified fuel performance code based on stainless steel as cladding under steady state, transient and accident conditions
19	2019	27963	Texto completo de evento	Internacional	Preliminary assessment of iron alloy cladding as accident tolerant fuel cladding
20	2018	24804	Artigo de periódico	Internacional	Thermal hydraulic analysis improvement for the IEA-R1 research reactor and fuel assembly design modification
21	2018	24890	Relatório técnico	Nacional	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
22	2018	25264	Texto completo de evento	Internacional	Study of models for high burn behavior of uranium-7% gadolinium fuel rods for pressurized light water reactors
23	2018	25593	Relatório técnico	Nacional	Inspeção Visual de Elementos de Combustível durante a Parada 1P24 da CNAAA Unidade 1 (Novembro/ 2018)
24	2018	25989	Texto completo de evento	Internacional	Uncertainty evaluation and sensitivity analysis under accident scenarios
25	2018	26904	Texto completo de evento	Internacional	Fuel performance assessment of enhanced accident tolerant fuel using iron-based alloys as cladding
26	2017	24007	Texto completo de evento	Internacional	Simulating fuel behavior under transient conditions using fraptran and uncertainty analysis using DAKOTA
27	2017	24011	Texto completo de evento	Internacional	Assessment of uranium dioxide fuel performance with the addition of beryllium oxide
28	2017	24012	Texto completo de evento	Internacional	Modification of fuel performance code to evaluate iron-based alloy behavior under loca scenario
29	2017	24013	Texto completo de evento	Internacional	Simulation of accident-tolerant U3Si2 fuel using FRAPCON code
30	2017	24014	Texto completo de evento	Internacional	High density fuels using dispersion and monolithic fuel
31	2017	24016	Texto completo de evento	Internacional	Analysis of the behavior under irradiation of high burnup nuclear fuels with the computer programs FRAPCON and FRAPTRAN
32	2017	24021	Texto completo de evento	Internacional	Sensitivity assessment of fuel performance codes for loca accident scenario
33	2017	24277	Relatório técnico	Nacional	Inspeção visual de elementos combustíveis durante a parada 1P23 da CNAAA Unidade 1 (agosto-setembro/ 2017)
34	2017	24578	Resumo de eventos científicos	Internacional	Experiments of loss of coolant in the IEA-R1 reactor
35	2017	24688	Artigo de periódico	Internacional	Nuclear fuel safety threshold determined by logistic regression plus uncertainty
36	2017	24947	Texto completo de evento	Internacional	Analysis of the combined effects on the fuel performance of UO2-BeO as fuel and iron-based alloy as cladding
37	2016	21604	Artigo de periódico	Internacional	Neutronic analysis of a U-Mo-Al fuel and europium as burnable poison
38	2016	22784	Relatório técnico	Nacional	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
39	2016	22795	Relatório técnico	Nacional	Inspeção Visual de Elementos Combustíveis durante a Parada Técnica Programada 1P22 da CNAAA Unidade 1 (Junho/2016)
40	2016	23518	Artigo de periódico	Internacional	Evaluation of corrosion on the fuel performance of stainless steel cladding
41	2015	20977	Texto completo de evento	Internacional	Modeling of PWR fuel at extended burnup
42	2015	20986	Texto completo de evento	Internacional	Adaptation on fuel code for light water reactor with austenitic steel rod cladding
43	2015	21144	Texto completo de evento	Internacional	Simulation of the effects of the extend fuel rod burn-up under loca scenario
44	2015	21341	Texto completo de evento	Internacional	Neutronic and thermal-hydraulics calculations for the production of molybdenum-99 by fission in low enriched uranium UALx-AL targets
45	2015	21347	Texto completo de evento	Internacional	Comparison of low enriched uranium UAlx-Al and U-Ni) targets with different geometries for the production of molybdenum-99
46	2015	21348	Texto completo de evento	Internacional	Neutronic comparison of hig density fuels (U-MO-AL and Usub(3)Slsub(2)-AL) for research reactor
47	2015	21349	Texto completo de evento	Internacional	Low enriched uranium foil targets with different geometers for the production of molybdenum-99
48	2015	21436	Relatório técnico	Nacional	Inspeção visual de elementos combustíveis durante a parada técnica programada 1P21 da CNAAA unidade 1 (maio/2015)
49	2015	21538	Texto completo de evento	Internacional	New core configurations for the IPEN/CNEN-SP IEAR-R1 Research Reactor using higher density fuels
50	2014	20415	Artigo de periódico	Internacional	Revisiting stainless steel as PWR fuel rod cladding after Fukushima daiichi accident
51	2014	21420	Relatório técnico	Nacional	Revisão do capítulo 9 do relatório de análise de segurança do CCN-IPEN
52	2014	21424	Relatório técnico	Nacional	Inspeção visual de elementos combustíveis durante a parada 1P20 da CNAAA unidade 1 (abril/2014)
53	2014	21432	Relatório técnico	Nacional	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
54	2013	19235	Texto completo de evento	Internacional	Evaluation of fuel performance with different enrichment degrees for an experimental device
55	2013	19468	Texto completo de evento	Internacional	Test section for experimental simulation of loss of coolant accident in an instrumental fuel assembly irradiation in the IEA-R1 reactor
56	2013	19502	Texto completo de evento	Internacional	Neutronic comparison of the nuclear fuels Usub(3)Sisub(2)/Al and U-Mo/Al
57	2012	19110	Artigo de periódico	Internacional	GMDH and artificial neural network applied in an experimental reactor sensors monitoring
58	2011	16872	Texto completo de evento	Internacional	Fuel performance evaluation for the cafe experimental device
59	2011	16899	Texto completo de evento	Internacional	Angra 1 high burnup fuel behaviour under reactivity initiated accident conditions
60	2011	16903	Texto completo de evento	Internacional	GMDH and neural networks applied in monitoring and fault detection in sensors in nuclear power plants
61	2011	16910	Texto completo de evento	Internacional	Application of nondestructive methods for qualification of high density fuels in the IEA-R1 reactor
62	2011	16915	Texto completo de evento	Internacional	Low enriched uranium foil targets with different geometries for the production of molybdenum-99 in the RMB
63	2011	16916	Texto completo de evento	Internacional	Low enriched uranium UAlsub(x)-Al targets for the production of molybdenum-99 in the IEA-R1 and RMB reactors
64	2011	17034	Texto completo de evento	Internacional	Comparison of low enriched uranium (UAlx-Al and U-Ni) targets with different geometries for the production of molybdenum-99 in the RMB
65	2011	17409	Artigo de periódico	Internacional	Group method of data handling and neural networks applied in temperature sensors monitoring
66	2011	17537	Texto completo de evento	Internacional	Application of nondestructive methods for qualification of high density fuels in the IEA-R1 reactor
67	2011	17538	Texto completo de evento	Internacional	Development of computer codes for loss of coolant accident analysis of IEA-R1 reactor
68	2011	17539	Texto completo de evento	Internacional	Neutronic analysis for production of fission molybdenum-99 at IEA-R1 and RMB research reactors
69	2010	15593	Texto completo de evento	Internacional	Qualification process of dispersion fuels in the IEA-R1 research reactor
70	2010	16123	Artigo de periódico	Nacional	Estudo comparativo entre GMDH e redes neurais aplicados na monitoração de sensores
71	2010	16215	Resumo de eventos científicos	Nacional	Análises neutrônica, termo-hidráulica e de segurança de dispositivos para irradiação de alvos tipo LEU de UAlx-Al e U-Ni para produção de Mo-99 nos reatores IEA-R1 e RMB
72	2010	18023	Texto completo de evento	Nacional	Redes neurais e sistemas Fuzzy na monitoração e detecção de falhas em sensores do reator IEA-R1
73	2010	18024	Texto completo de evento	Nacional	Seleção de entradas para redes neurais artificiais usando o algoritmo GMDH
74	2009	14334	Texto completo de evento	Internacional	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
75	2009	15265	Texto completo de evento	Internacional	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
76	2009	15278	Texto completo de evento	Internacional	Application of the failure modes and effects analysis technique to the emergency cooling system of an experimental nuclear power plant
77	2009	15288	Texto completo de evento	Internacional	Program for in-pile qualification of high density silicide dispersion fuel at IPEN/CNEN-SP
78	2009	15302	Texto completo de evento	Internacional	Fuel miniplate thickness measurement system for dispersion fuel swelling evaluation
79	2009	15304	Texto completo de evento	Internacional	GMDH and neural networks applied in temperature sensors monitoring
80	2008	12259	Artigo de periódico	Internacional	Options for the interim storage of IEA-R1 research reactor spent fuels
81	2008	12260	Artigo de periódico	Internacional	Qualification program of research reactor fuels manufactured at IPEN-CNEN/SP
82	2008	13217	Artigo de periódico	Internacional	A model for release of fission products from a breached fuel plate under wet storage
83	2008	13824	Texto completo de evento	Internacional	Irradiacao de miniplacas de elementos combustiveis tipo dispersao de reatores de pesquisa
84	2008	14719	Artigo de periódico	Nacional	Aplicação da técnica de análise de modos de falha e efeitos ao sistema de resfriamento de emergência de uma instalação nuclear experimental
85	2008	16622	Artigo de periódico	Nacional	O futuro da energia nuclear
86	2007	12162	Texto completo de evento	Internacional	Evaluation of debris fretting failure on PWR fuel by post-irradiation examination and modeling in the degrad-1 code
87	2007	12168	Texto completo de evento	Internacional	Non destructive testing of irradiated fuel assemblies at the IEA-R1 research reactor
88	2007	12169	Texto completo de evento	Internacional	Comparison on the mechanical properties and corrosion resistance of zirlo and other zirconium alloys
89	2007	12174	Texto completo de evento	Internacional	A model for release of fission products from a breached fuel plate under wet storage
90	2006	15469	Texto completo de evento	Internacional	Options for the interim spent fuel storage of the IEA-R1 research reactor in Brazil
91	2006	15470	Texto completo de evento	Internacional	Neutronic and thermal-hydraulics calculations of U-Mo dispersion fuel for utilization in the IEA-R1 reactor core
92	2006	15471	Texto completo de evento	Internacional	Using visual inspection NDT to check integrity of Triga Mark I fuel rods
93	2006	15611	Capítulo de livro	Internacional	Spent fuel management options for research reactors in Latin America
94	2005	10600	Texto completo de evento	Internacional	Estudos comparativos entre os programas FRAPCON-1 e FRAPCON-3
95	2005	10606	Texto completo de evento	Internacional	Avaliacao da degradacao de combustivel PWR por exames pos-irradicaco e modelagem no codigo DEGRAD-1
96	2005	10634	Texto completo de evento	Internacional	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
97	2005	10685	Texto completo de evento	Internacional	Acompanhamento da irradiacao dos elementos combustiveis do reator IEA-R1
98	2005	10696	Texto completo de evento	Internacional	Characterization of spent fuel elements stored at IEA-R1 research reactor based on visual inspections and sipping tests
99	2005	10715	Texto completo de evento	Internacional	Modelo para liberacao de produtos de fissao por placa combustivel falhada e armazenada sob agua
100	2005	10736	Texto completo de evento	Internacional	Desempenho sob irradiacao de elementos combustiveis do tipo U-MO
101	2005	10789	Texto completo de evento	Internacional	Analise de opcoes para o armazenamento temporario de combustiveis queimados do reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP
102	2003	10296	Texto completo de evento	Internacional	Spent fuel management options - The Brazilian perspective for the next 10 years
103	2002	08567	Texto completo de evento	Nacional	Desenvolvimento e utilizacao de elementos instrumentados e sistemas de inspecao visual para reatores nucleares de pesquisa
104	2002	08579	Texto completo de evento	Internacional	Spent fuel situation of Brazilian Research Reactors
105	2002	08682	Texto completo de evento	Internacional	Tecnicas de simulacao de danos da radiacao em materiais
106	2002	08686	Texto completo de evento	Internacional	Teste de sipping em um elemento combustivel tipo placa falhado
107	2002	09339	Artigo de periódico	Nacional	Tecnicas de simulacao de danos da radiacao em materiais
108	2001	07112	Texto completo de evento	Nacional	Analise do resfriamento de canais entre elementos combustiveis de reatores de pesquisa
109	2001	07319	Texto completo de evento	Internacional	Alternative concept for a Fast Energy Amplifier accelerator driven reactor
110	2001	08239	Artigo de periódico	Internacional	New proposal for the fast energy amplifier
111	2001	08313	Artigo de periódico	Nacional	Alternative concept for a Fast Energy Amplifier accelerator driven reactor
112	2001	08920	Texto completo de evento	Internacional	Generation IV water-cooled reactor concepts
113	2001	10310	Texto completo de evento	Internacional	Fuel burnup calculation and measurement at IEA-R1 research reactor
114	2001	10992	Texto completo de evento	Internacional	Visual inspection and sipping of the IAA-R1 irradiated MTR fuel assemblies
115	2001	24481	Resumo de eventos científicos	Internacional	MEA - Modified Energy Amplifier proposal
116	2000	06822	Texto completo de evento	Nacional	Combustiveis para reatores hibridos
117	2000	07057	Texto completo de evento	Internacional	New proposal for the fast Energy Amplifier
118	2000	07206	Texto completo de evento	Nacional	Analise de seguranca do reator IEA-R1 a 5MW
119	1999	06575	Texto completo de evento	Nacional	Avaliacao e desenvolvimento de ferramentas para a analise de acidentes de perda de refrigerante em reatores de pesquisa
120	1999	06606	Texto completo de evento	Nacional	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
121	1999	06618	Texto completo de evento	Nacional	Simulacao dos acidentes de partida a frio e queda de um elemento combustivel no reator IEA-R1m
122	1999	06716	Texto completo de evento	Nacional	Alternative concept for a fast energy amplifier accelerator driven reactor
123	1997	04988	Texto completo de evento	Nacional	Power upgrading and modernization of IEA-R1 Brazilian Research Reactor
124	1997	05003	Texto completo de evento	Nacional	Analise de acidentes de insercao de reatividade postulados para o reator IEA-R1m
125	1997	05005	Texto completo de evento	Nacional	Analise dos acidentes de perda de refrigerante do reator IEA-R1m a 5MW
126	1996	02966	Texto completo de evento	Nacional	Analise de acidentes de insercao de reatividade em reatores de pesquisa do tipo piscina
127	1993	02128	Texto completo de evento	Nacional	Verificacao de codigos termo-hidraulicos para analise de acidentes de reatores de pesquisa
128	1993	02138	Texto completo de evento	Nacional	Desempenho sob irradiacao de combustiveis a dispersao de MTR
129	1992	01912	Texto completo de evento	Nacional	Modelagem da interacao pastilha-revestimento de PWRs
130	1992	04438	Texto completo de evento	Nacional	Simulacao com o codigo TRAC-PF1 de um APRPPR realizado no circuito experimental BETHSY
131	1991	03899	Texto completo de evento	Internacional	Calculation of the safety-related benchmark problem-IAEA 10 mw: transient calculations
132	1991	04052	Série Publicação IPEN	Nacional	Interligacao do codigos FRAP-T, FRAPCON e RELAP-4 para analise de transientes e acidentes de varetas combustiveis de reatores de agua leve
133	1990	03788	Texto completo de evento	Nacional	Qualificacao sob irradiacao dos combustiveis tipo MTR de U sub(3) O sub(8)-Al de fabricacao IPEN/CNEN-SP no reator IEA-R1
134	1989	03290	Texto completo de evento	Nacional	Interligacao dos codigos FRAP-T, FRAPCON e RELAP4 para analise de transientes e acidentes de varetas combustiveis de reator de agua leve
135	1989	03296	Texto completo de evento	Nacional	Analise termica, termo hidraulica e termo-mecanica do combustivel do reator IEA-R1 a 5MW
136	1988	01695	Texto completo de evento	Nacional	Dimensionamento geometrico de pastilhas UOsub(2) de PWRs
137	1988	01696	Texto completo de evento	Nacional	Metodologia de projeto de varetas combustiveis de reatores de agua leve pressurizada
138	1988	01697	Texto completo de evento	Nacional	Utilizacao do codigo FRAPCON-1 na especificacao de parametros de projeto de pastilhas UOsub(2) de PWRs
139	1988	03060	Série Publicação IPEN	Nacional	Dimensionamento geometrico de pastilhas UOsub(2) de PWRs
140	1988	03061	Série Publicação IPEN	Nacional	Utilizacao do codigo FRAPCON-1 na especificacao de parametros de projeto de pastilhas UOsub(2) de PWRs
141	1988	03062	Série Publicação IPEN	Nacional	Metodologia de projeto de varetas combustiveis de reatores de agua leve pressurizada
142	1986	02351	Texto completo de evento	Nacional	Adequacao do codigo FRAP-T4 para analise de varetas combustiveis de reatores PWR com revestimento de aco inoxidavel austenitico
143	1985	02477	Resumo de eventos científicos	Internacional	Some aspects of the use of zircaloy and stainless steel as clad of pressurized water reactor fuel rods
144	1985	02678	Texto completo de evento	Nacional	Alguns aspectos da utilizacao de zircaloy e aco inoxidavel austenitico como material de revestimento de varetas combustiveis de reatores PWR
145	1983	05145	Texto completo de evento	Nacional	Investigacao experimental sobre a liberacao dos actinidios e do cesio das particulas irradiadas do elemento combustivel esferico do reator de alta temperatura