INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES
Repositório Digital da Produção Técnico Científica
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Nome : JOSE RUBENS MAIORINO

INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES
Currículo Lattes
Variações do nome do autor constantes no Repositório Digital/IPEN
MAIORINO, J.R.
MAIORINO, JOSE R.
MAIORINO, JOS√Č R.
MAIORINO, JOSE

 

Veja também, abaixo da lista, o quadro resumo por ano e tipo de publicação

 
Publicações do autor depositadas no Repositório Digital/IPEN - Total : 132
Seq Ano Ipen_doc Tipo Circ. Título
1 2012 18811 Artigo de periódico I Monte Carlo Calculation of Fragment Distributions in Nuclear Reactions
2 2011 17016 Texto completo de evento I Medida do fluxo de nêutrons no reator IPEN-MB-01
3 2011 19917 Texto completo de evento I Comparison between two gas-cooled tru burner subcritical reactors: fusion-fission and ADS
4 2010 18829 Texto completo de evento I The calculation of the YALINA BOOSTER zero power sub critical assembly driven by external neutron sources: Brazilian contribution
5 2010 18891 Texto completo de evento I Benchmark on computer simulation of radioactive nuclides production rate in lead target exposed to 660 MeV protons
6 2009 15268 Texto completo de evento I Study of the kinetics parameters for subcritical media driven by source
7 2009 15272 Texto completo de evento I Accelerator driven subcritical research facility H5B calculation
8 2008 13042 Artigo de periódico I Spallation product distributions and neutron multiplicities for accelerator-driven system using the CRISP code
9 2008 13402 Texto completo de evento I IAEA coordinated research project (CRP) on 'analytical and experimental benchmark analyses of accelerator driven systems'
10 2007 11958 Texto completo de evento I The utilization of MCNPX 2,5 for ADS target calculations
11 2007 12091 Texto completo de evento I On the application of SIRER-ADS in the simulation of transients in accelerator
12 2007 12092 Texto completo de evento I The participation of IPEN in the IAEA coordinated research projects on accelerator driven systems
13 2007 12170 Texto completo de evento I Reactor physics calculations for a sub critical core of the IPEN-MB-01 driven by an external neutron source
14 2007 12171 Texto completo de evento I The analytical Benchmark solution of spatial diffusion kinetics in source driven systems for homogeneous media
15 2007 12723 Artigo de periódico N A equacao de transporte de Boltzmann e sua importancioa para a fisica dos reatores nucleares
16 2007 14399 Texto completo de evento I Analytical benchmarks for the kinetics of accelerator-driven systems
17 2007 14593 Artigo de periódico N A equacao de transporte de Boltzmann e sua importancia para a fisica dos reatores nucleares
18 2006 15426 Resumo de eventos científicos I The utilization of MCNP code to simulate the yalina booster facility using the ADS library
19 2006 15428 Resumo de eventos científicos I The utilization of MCNPX 2.4 por ADS target calculation
20 2006 15463 Texto completo de evento I On the utilization of SCALE to generate time dependent cross sections and depletion analysis: the case of Th-Pu cell
21 2006 15464 Texto completo de evento I A research reactor simulator for operators training and teaching
22 2006 15473 Texto completo de evento I The utilization of a compact neutron generator to drive a sub critical core of the IPEN-MB-01 facility for reactor physics experiments
23 2006 15611 Capítulo de livro I Spent fuel management options for research reactors in Latin America
24 2005 10623 Texto completo de evento I Accelerator driven system (ADS): an innovative reactor be used as dedicated waste burner and a multipurpose neutron source. The status of the art
25 2005 10648 Texto completo de evento I A review of models and codes for neutron source (spallation) calculation for ADS application
26 2005 10729 Texto completo de evento I A utilizacao do pacote scale para processar seccoes de choque dependente do tempo e realizar a analise de deplecao
27 2005 10831 Artigo de periódico I Development of the CRISP package for spallation studies and accelerator-driven systems
28 2005 10932 Artigo de periódico I Spallation physics and the ADS target design
29 2005 10933 Artigo de periódico I The utilization CRISP code in hybrid reactor studies
30 2004 09869 Artigo de periódico I The utilization of a cyclotron CV-28 in basic and applied nuclear research and in an experimental accelerator driven system zero power lead sub critical facility
31 2004 10540 Texto completo de evento I The utilization of a small accelerator to drive a zero power sub critical ADS
32 2004 10546 Texto completo de evento I The CRISP code for nuclear reactions
33 2004 10899 Texto completo de evento I A review of thorium utilization as an option for advanced fuel cycle-potential option for Brazil in the future
34 2004 10907 Texto completo de evento I Nuclear energy in Brazil and the R&D status on fast systems national report
35 2003 09220 Resumo de eventos científicos I The utilization of a cyclotron CV-28 in basic and applied nuclear research and in an experimental accelerator driven system zero power lead sub critical facility
36 2003 09794 Artigo de periódico I The utilization of accelerators in subcritical systems for energy generation and nuclear waste transmutation - the world status and a proposal of a national R&D program
37 2002 08559 Texto completo de evento N The utilization of accelerators in subcritical systems for energy generation and nuclear waste transmutation - the world status and a proposal of a national R&D program
38 2002 08897 Texto completo de evento I Status of the R&D activities on fast reactors and accelerators driven system in Brazi
39 2002 09251 Texto completo de evento I Management of spent fuel from research reactor in Latin America: a regional approach
40 2001 07318 Texto completo de evento I Status of the R & D activities on Fast Reactors and ADS in Brazil
41 2001 07319 Texto completo de evento I Alternative concept for a Fast Energy Amplifier accelerator driven reactor
42 2001 08239 Artigo de periódico I New proposal for the fast energy amplifier
43 2001 08313 Artigo de periódico N Alternative concept for a Fast Energy Amplifier accelerator driven reactor
44 2000 07057 Texto completo de evento I New proposal for the fast Energy Amplifier
45 2000 07182 Texto completo de evento N Transporte dos elementos combustiveis queimados no reator do IPEN para os Estados Unidos
46 2000 08448 Texto completo de evento I The operational and logistic experience on transportation of Brazilian spent fuel to USA
47 1999 04460 Texto completo de evento I Preliminary analysis of control rod accidents in the CRCN-R1 Multipurpose Reactor core of Recife in Brazil
48 1999 06600 Texto completo de evento N Estudo da producao de sup(99)Mo via captura radioativa no sup (98)Mo
49 1999 06617 Texto completo de evento N Simulacao de danos da radiacao nos materiais usados para revestimentos de combustivel e estruturas de reator
50 1999 06716 Texto completo de evento N Alternative concept for a fast energy amplifier accelerator driven reactor
51 1999 06717 Texto completo de evento I The utilization and operational experience of IEA-R1 brazilian research reactor
52 1998 06246 Texto completo de evento I Feasibility studies of producing sup(99)Mo by capture in the IEAR-1 research reactor
53 1998 06251 Texto completo de evento I Experience of IEA-R1 Research Reactor spent fuel transportation back to United States
54 1998 06252 Texto completo de evento I Studies for a multipurpose research reactor for the CRCN/CNEN-PE
55 1998 06450 Texto completo de evento I The conversion and power upgrading of IEA-R1 experience and perspective
56 1997 04926 Texto completo de evento N Experimentos usando phantoms de Cabeca para fins dosimetricos em BNCT
57 1997 04988 Texto completo de evento N Power upgrading and modernization of IEA-R1 Brazilian Research Reactor
58 1997 05024 Texto completo de evento N Influencia de actinideos na determinacao do 'blending' otimo no ciclo TANDEM entre os reatores de Angra-I e EMBALSE
59 1997 06432 Resumo de eventos científicos I The rule of research reactors in developing countries. Insertion of Brazil in this market
60 1996 02979 Texto completo de evento N Determinacao do 'Blending' otimo para o ciclo TANDEM entre Angra-I (Brasil) e EMBALSE (Argentina) atraves do calculo do custo do ciclo
61 1996 03556 Texto completo de evento N Estudos para implantacao de uma instalacao para NCT no reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP
62 1996 04749 Texto completo de evento N Thermal analysis of a gas centrifuge
63 1996 05052 Texto completo de evento I Design of a facility for NCT research in the IEA-R1 reactor
64 1995 02871 Texto completo de evento I The equivalent plutonium concept and its application to synergetic fuel cycle calculations
65 1995 05384 Artigo de periódico I Study of a TANDEM fuel cycle between a Brazilian PWR (Angra I) and an Argentinian CANDU (Embalse)
66 1995 05896 Texto completo de evento N Utilizacao de 'TAIL' como fator de diluicao de combustivel irradiado de Angra-1 (PWR) para utilizacao no reator de Embalse (CANDU)
67 1994 05442 Resumo de eventos científicos N Energia nuclear - uma opcao energetica
68 1994 05516 Texto completo de evento N Espectrometria gama com metodos Monte Carlo e validacao experimental
69 1994 05530 Texto completo de evento N Implementacao de um ciclo 'TANDEM' entre os reatores de Angra I (Brasil) e Embalse (Argentina)
70 1994 05765 Texto completo de evento N Potencial energetico do combustivel irradiado no reator Angra-I
71 1993 02065 Texto completo de evento N Aplicacao de espectrometria de neutrons em dosimetria de neutrons rapidos
72 1993 02100 Texto completo de evento N Levantamento de espectro e de eficiencias para raios gama em detectores de NaI com metodos Monte Carlo
73 1993 02118 Texto completo de evento N Solucao da equacao de transporte monoenergetica em geometria tridimensional pelo metodo dos elementos finitos e pela expansao em harmonicos esfericos
74 1993 02126 Texto completo de evento N Estudo parametrico do fluxo de massa para o ciclo TANDEM entre Angra-I e Embalse
75 1993 02137 Texto completo de evento N Calculos de transporte para definicao da configuracao dos tubos de irradiacao para um reator de pesquisa e aplicacoes medicas
76 1993 02139 Texto completo de evento N Estudos neutronicos de nucleo acoplado atraves de duas metades para um reator de pesquisa e aplicacoes medicas (REPAM)
77 1993 02200 Resumo de eventos científicos I Implementacao de um ciclo Tandem entre os reatores de Angra-I (Brasil) e Embalse (Argentina)
78 1992 01898 Texto completo de evento N Proposta de um programa de pesquisa e desenvolvimento para o tratamento de tumores cerebrais por captura de neutrons
79 1992 04430 Texto completo de evento N Estudos conceituais de um reator para pesquisas e aplicacoes medicas (REPAM)
80 1991 03899 Texto completo de evento I Calculation of the safety-related benchmark problem-IAEA 10 mw: transient calculations
81 1991 03900 Resumo de eventos científicos I The Brazilian research reactor IEA-R1: past present and future 'STATUS'
82 1991 04006 Texto completo de evento N Avaliacao teorica para a determinacao de um espectro de neutrons conveniente a tecnica do BNCT
83 1991 04141 Texto completo de evento N IRANLIB (Improved Range of ANISN/PC Library): P-3 coupled neutron-gamma cross-section libraries in ISOTXS format to be used by ANISN/PC (CCC-0514/02)
84 1991 04144 Texto completo de evento N Nova proposta de configuracao para o nucleo do reator IEA-R1 de 10MW com combustivel de Usub(3) Sisub(2) (20w/oU-235)
85 1991 04153 Texto completo de evento N Utilizacao do codigo MCNP (Monte Carlo Neutron-Photon) na simulacao de experimentos de blindagem
86 1991 04215 Artigo de periódico I IRAN.LIB (Improved range of ANISN/PC library): a P-3 coupled neutron-gamma cross-section library in ISOTXS format to be used by ANISN/PC (CCC-0514/02)
87 1990 03930 Texto completo de evento N EDEF - Um programa para solucao da equacao de difusao para microcomputadores
88 1990 04022 Texto completo de evento I Computer code ANISN multiplying media and shielding calculation I. Theory
89 1990 04221 Texto completo de evento I Computer code ANISN multiplying media and shielding calculation II. Code description (INPUT/OUTPUT)
90 1990 04222 Texto completo de evento I Computer code ANISN multiplying media and shielding calculation III. Sample problems
91 1990 04598 Texto completo de evento N Simulacao da sensibilidade de detectores do tipo 'self-powered'utilizando o metodo de Monte Carlo
92 1989 03240 Texto completo de evento N Determinacao da massa critica e aproximacao da criticalidade do reator IPEN/MB-01
93 1989 03241 Texto completo de evento N Solucao da equacao de transporte em geometria tridimensional (X-Y-Z) pelo metodo dos elementos finitos e da expansao em harmo nicos esfericos
94 1989 03244 Texto completo de evento N Otimizacao das caracteristicas neutronicas de elementos combustiveis de U sub(3)Si sub(2) com baixo enriquecimento para um novo projeto do nucleo do reator IEA-R1
95 1989 03246 Texto completo de evento N Projeto nuclear da unidade critica IPEN-MB-01
96 1989 03287 Texto completo de evento N Problema padrao experimental para avaliacao de calculos de blindagem
97 1989 03466 Artigo de periódico I Neutron energy spectrum measurements of neutron sources with an NE-123 spectrometer
98 1989 03471 Artigo de periódico N IPEN/MB-01. Um reator nuclear projetado e construido no Brasil
99 1988 01687 Texto completo de evento N Espectrometria de neutrons rapidos com cintilador NE-213
100 1988 01698 Texto completo de evento N Medidas e calculos de reatividade no reator IEA-R1
101 1988 03184 Texto completo de evento I Measurement of neutron energy spectra emerging from a laminated shield due D-T source comparison with calculations
102 1988 03196 Resumo de eventos científicos I Meaurement of the neutron-spectrum in the IEA-R1 research reactor
103 1988 03199 Resumo de eventos científicos I Neutron energy spectrum measurements of neutrons sources with NE-213 spectrometers
104 1988 03308 Texto completo de evento N Calculo de blindagens para reatores de pesquisa
105 1987 01569 Texto completo de evento I Estudos neutronicos visando a reducao de enriquecimento do reator de pesquisa IEAR1
106 1987 01572 Texto completo de evento I Performance of a digital reactivity meter (009-NC/1-IPEN) in initial test programs for research and power reactor
107 1986 02451 Texto completo de evento N Calculo da geracao de calor via radiacao em reatores nucleares
108 1986 02454 Texto completo de evento N Extensao dos codigos de transporte ANISN e DOT 3.5 para calculo da geracao de calor via radiacao e distribuicao de temperatura em reatores nucleares
109 1986 02599 Texto completo de evento N Calculo de parametros de um experimento de blindagem e avaliacao da metodologia de calculo utilizada
110 1986 02613 Texto completo de evento N Estudo preliminar para o projeto de cascos para transporte de combustivel irradiado em reatores PWR (ANGRA-1)
111 1985 02618 Texto completo de evento N Aplicacao do metodo dos elementos finitos na solucao da equacao de transporte
112 1983 05121 Texto completo de evento N Aplicacao do metodo dos elementos finitos na solucao da equacao de difusao em estado estacionario
113 1983 05142 Texto completo de evento N Estudo e aplicacao do codigo morse em problemas de blindagem das radiacoes
114 1983 05143 Texto completo de evento N Estudo e aplicacao do codigo DOT 3.5 em problemas de blindagem de radiacoes
115 1982 05131 Texto completo de evento N Solucao da equacao de transporte linear, monoenergetica em multiregioes com espalhamento anisotropico atraves do metodo Fsub (N)
116 1982 05135 Texto completo de evento N Metodologia de calculo em blindagem para reatores nucleares
117 1982 05136 Texto completo de evento N Calculo de atenuacao da radiacao gama em blindagens multiplas atraves da tecnica do nucleo-pontual corrigida pelo fator de crescimento
118 1981 00705 Série Publicação IPEN N MPN-1: um modulo de computacao para a solucao da equacao de transporte em multiregioes atraves do metodo Pn
119 1981 01134 Texto completo de evento N Conducao de calor em elementos combustiveis com condicoes de contorno variando com o tempo
120 1981 01325 Texto completo de evento N Calculo do fator de desvantagem termica para uma celula com espalhamento anisotropico atraves do metodo Fsub(N)
121 1980 00660 Artigo de periódico I On the numerical characteristics of an inverse solution for three-term radiative transfer
122 1980 00935 Artigo de periódico I The complete solution for the scattering of polarized light in a rayleigh and isotropically scattering atmosphere
123 1980 00940 Artigo de periódico I The F sub(N) method for polarization studies. Part II: numerical analysis
124 1980 00941 Artigo de periódico I The use of the F sub(N) method for radiative transfer problems with reflective boundary conditions
125 1980 00943 Texto completo de evento I The F sub(N) method in radiative transfer and neutron transport theory
126 1980 01074 Artigo de periódico I The Fsub(N) method for solving the critical problem for a slab with a finite reflector
127 1980 01075 Artigo de periódico I On multi-media calculations in the theory of neutron diffusion
128 1980 01296 Tese I FN method for solving radiation transport problems
129 1979 00996 Artigo de periódico I A point source in a finite sphere
130 1977 00070 Artigo de periódico I Two-half-space Milne problem in two-group neutron transport theory
131 1977 00492 Série Publicação IPEN N Problema de Milne em dois semiespacos adjacentes na teoria de transporte de neutrons em dois grupos de energia
132 1976 00420 Dissertação N Teoria de transporte de neutrons em meios adjacentes no modelo de dois grupos e espalhamento isotropico

Quadro resumo por ano e tipo de publicação gerada em tempo real a partir do registro dos dados do autor no Repositório Digital/IPEN
17/12/2017 16:39:52
Ano Periódicos Periódicos Resumos Eventos Eventos Resumos Teses / Dissertações Livros Capítulos de Livros Relatório
Técnico
Iniciação
Científica
Total
Inter. Nac. Inter. Nac. Inter. Nac. Inter. Nac. Mest. Dout. Mplo. Inter. Nac. Inter. Nac.
Total 19 4 45 50 8 1 1 1 1 132
2012 1 1
2011 2 2
2010 2 2
2009 2 2
2008 1 1 2
2007 2 6 8
2006 3 2 1 6
2005 3 3 6
2004 1 4 5
2003 1 1 2
2002 2 1 3
2001 1 1 2 4
2000 2 1 3
1999 2 3 5
1998 4 4
1997 3 1 4
1996 1 3 4
1995 1 1 1 3
1994 3 1 4
1993 6 1 7
1992 2 2
1991 1 1 4 1 7
1990 3 2 5
1989 1 1 5 7
1988 1 3 2 6
1987 2 2
1986 4 4
1985 1 1
1983 3 3
1982 3 3
1981 2 3
1980 6 1 1 8
1979 1 1
1977 1 2
1976 1 1