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

 

Publicações do autor   JOSE RUBENS MAIORINO    depositadas no Repositório Digital/IPEN - Total : 133 28/11/2024 04:38:21
Seq	Ano	Ipen_doc	Tipo	Circ.	Título
1	2019	28091	Texto completo de evento	Internacional	The AP-Th 1000 an advanced concept to use MOX of thorium in a closed fuel cycle
2	2017	24019	Texto completo de evento	Internacional	Feasibility to convert an advanced PWR from UO2 to a mixed (U,Th)O2 core
3	2012	18811	Artigo de periódico	Internacional	Monte Carlo Calculation of Fragment Distributions in Nuclear Reactions
4	2011	17016	Texto completo de evento	Internacional	Medida do fluxo de nêutrons no reator IPEN-MB-01
5	2011	19917	Texto completo de evento	Internacional	Comparison between two gas-cooled tru burner subcritical reactors: fusion-fission and ADS
6	2010	18891	Texto completo de evento	Internacional	Benchmark on computer simulation of radioactive nuclides production rate in lead target exposed to 660 MeV protons
7	2009	15272	Texto completo de evento	Internacional	Accelerator driven subcritical research facility H5B calculation
8	2008	13042	Artigo de periódico	Internacional	Spallation product distributions and neutron multiplicities for accelerator-driven system using the CRISP code
9	2008	13402	Texto completo de evento	Internacional	IAEA coordinated research project (CRP) on "analytical and experimental benchmark analyses of accelerator driven systems"
10	2007	11958	Texto completo de evento	Internacional	The utilization of MCNPX 2,5 for ADS target calculations
11	2007	12091	Texto completo de evento	Internacional	On the application of SIRER-ADS in the simulation of transients in accelerator
12	2007	12092	Texto completo de evento	Internacional	The participation of IPEN in the IAEA coordinated research projects on accelerator driven systems
13	2007	12170	Texto completo de evento	Internacional	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	Internacional	The analytical Benchmark solution of spatial diffusion kinetics in source driven systems for homogeneous media
15	2007	12723	Artigo de periódico	Nacional	A equacao de transporte de Boltzmann e sua importancioa para a fisica dos reatores nucleares
16	2007	14399	Texto completo de evento	Internacional	Analytical benchmarks for the kinetics of accelerator-driven systems
17	2007	14593	Artigo de periódico	Nacional	A equacao de transporte de Boltzmann e sua importancia para a fisica dos reatores nucleares
18	2006	15426	Resumo de eventos científicos	Internacional	The utilization of MCNP code to simulate the yalina booster facility using the ADS library
19	2006	15428	Resumo de eventos científicos	Internacional	The utilization of MCNPX 2.4 por ADS target calculation
20	2006	15463	Texto completo de evento	Internacional	On the utilization of SCALE to generate time dependent cross sections and depletion analysis
21	2006	15464	Texto completo de evento	Internacional	A research reactor simulator for operators training and teaching
22	2006	15473	Texto completo de evento	Internacional	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	Internacional	Spent fuel management options for research reactors in Latin America
24	2005	10623	Texto completo de evento	Internacional	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	Internacional	A review of models and codes for neutron source (spallation) calculation for ADS application
26	2005	10729	Texto completo de evento	Internacional	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	Internacional	Development of the CRISP package for spallation studies and accelerator-driven systems
28	2005	10932	Artigo de periódico	Internacional	Spallation physics and the ADS target design
29	2005	10933	Artigo de periódico	Internacional	The utilization CRISP code in hybrid reactor studies
30	2004	09869	Artigo de periódico	Internacional	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	Internacional	The utilization of a small accelerator to drive a zero power sub critical ADS
32	2004	10546	Texto completo de evento	Internacional	The CRISP code for nuclear reactions
33	2004	10899	Texto completo de evento	Internacional	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	Internacional	Nuclear energy in Brazil and the R&D status on fast systems national report
35	2003	09220	Resumo de eventos científicos	Internacional	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	Internacional	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	Nacional	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	Internacional	Status of the R&D activities on fast reactors and accelerators driven system in Brazi
39	2002	09251	Texto completo de evento	Internacional	Management of spent fuel from research reactor in Latin America: a regional approach
40	2001	07318	Texto completo de evento	Internacional	Status of the R & D activities on Fast Reactors and ADS in Brazil
41	2001	07319	Texto completo de evento	Internacional	Alternative concept for a Fast Energy Amplifier accelerator driven reactor
42	2001	08239	Artigo de periódico	Internacional	New proposal for the fast energy amplifier
43	2001	08313	Artigo de periódico	Nacional	Alternative concept for a Fast Energy Amplifier accelerator driven reactor
44	2001	24481	Resumo de eventos científicos	Internacional	MEA - Modified Energy Amplifier proposal
45	2000	07057	Texto completo de evento	Internacional	New proposal for the fast Energy Amplifier
46	2000	07182	Texto completo de evento	Nacional	Transporte dos elementos combustiveis queimados no reator do IPEN para os Estados Unidos
47	2000	08448	Texto completo de evento	Internacional	The operational and logistic experience on transportation of Brazilian spent fuel to USA
48	1999	04460	Texto completo de evento	Internacional	Preliminary analysis of control rod accidents in the CRCN-R1 Multipurpose Reactor core of Recife in Brazil
49	1999	06600	Texto completo de evento	Nacional	Estudo da producao de sup(99)Mo via captura radioativa no sup (98)Mo
50	1999	06617	Texto completo de evento	Nacional	Simulacao de danos da radiacao nos materiais usados para revestimentos de combustivel e estruturas de reator
51	1999	06716	Texto completo de evento	Nacional	Alternative concept for a fast energy amplifier accelerator driven reactor
52	1999	06717	Texto completo de evento	Internacional	The utilization and operational experience of IEA-R1 brazilian research reactor
53	1998	06246	Texto completo de evento	Internacional	Feasibility studies of producing sup(99)Mo by capture in the IEAR-1 research reactor
54	1998	06251	Texto completo de evento	Internacional	Experience of IEA-R1 Research Reactor spent fuel transportation back to United States
55	1998	06252	Texto completo de evento	Internacional	Studies for a multipurpose research reactor for the CRCN/CNEN-PE
56	1998	06450	Texto completo de evento	Internacional	The conversion and power upgrading of IEA-R1 experience and perspective
57	1997	04926	Texto completo de evento	Nacional	Experimentos usando phantoms de Cabeca para fins dosimetricos em BNCT
58	1997	04988	Texto completo de evento	Nacional	Power upgrading and modernization of IEA-R1 Brazilian Research Reactor
59	1997	05024	Texto completo de evento	Nacional	Influencia de actinideos na determinacao do 'blending' otimo no ciclo TANDEM entre os reatores de Angra-I e EMBALSE
60	1997	06432	Resumo de eventos científicos	Internacional	The rule of research reactors in developing countries. Insertion of Brazil in this market
61	1996	02979	Texto completo de evento	Nacional	Determinacao do 'Blending' otimo para o ciclo TANDEM entre Angra-I (Brasil) e EMBALSE (Argentina) atraves do calculo do custo do ciclo
62	1996	03556	Texto completo de evento	Nacional	Estudos para implantacao de uma instalacao para NCT no reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP
63	1996	04749	Texto completo de evento	Nacional	Thermal analysis of a gas centrifuge
64	1996	05052	Texto completo de evento	Internacional	Design of a facility for NCT research in the IEA-R1 reactor
65	1995	02871	Texto completo de evento	Internacional	The equivalent plutonium concept and its application to synergetic fuel cycle calculations
66	1995	05384	Artigo de periódico	Internacional	Study of a TANDEM fuel cycle between a Brazilian PWR (Angra I) and an Argentinian CANDU (Embalse)
67	1995	05896	Texto completo de evento	Nacional	Utilizacao de 'TAIL' como fator de diluicao de combustivel irradiado de Angra-1 (PWR) para utilizacao no reator de Embalse (CANDU)
68	1994	05442	Resumo de eventos científicos	Nacional	Energia nuclear - uma opcao energetica
69	1994	05516	Texto completo de evento	Nacional	Espectrometria gama com metodos Monte Carlo e validacao experimental
70	1994	05530	Texto completo de evento	Nacional	Implementacao de um ciclo 'TANDEM' entre os reatores de Angra I (Brasil) e Embalse (Argentina)
71	1994	05765	Texto completo de evento	Nacional	Potencial energetico do combustivel irradiado no reator Angra-I
72	1993	02065	Texto completo de evento	Nacional	Aplicacao de espectrometria de neutrons em dosimetria de neutrons rapidos
73	1993	02100	Texto completo de evento	Nacional	Levantamento de espectro e de eficiencias para raios gama em detectores de NaI com metodos Monte Carlo
74	1993	02118	Texto completo de evento	Nacional	Solucao da equacao de transporte monoenergetica em geometria tridimensional pelo metodo dos elementos finitos e pela expansao em harmonicos esfericos
75	1993	02126	Texto completo de evento	Nacional	Estudo parametrico do fluxo de massa para o ciclo TANDEM entre Angra-I e Embalse
76	1993	02137	Texto completo de evento	Nacional	Calculos de transporte para definicao da configuracao dos tubos de irradiacao para um reator de pesquisa e aplicacoes medicas
77	1993	02139	Texto completo de evento	Nacional	Estudos neutronicos de nucleo acoplado atraves de duas metades para um reator de pesquisa e aplicacoes medicas (REPAM)
78	1993	02200	Resumo de eventos científicos	Internacional	Implementacao de um ciclo Tandem entre os reatores de Angra-I (Brasil) e Embalse (Argentina)
79	1992	01898	Texto completo de evento	Nacional	Proposta de um programa de pesquisa e desenvolvimento para o tratamento de tumores cerebrais por captura de neutrons
80	1992	04430	Texto completo de evento	Nacional	Estudos conceituais de um reator para pesquisas e aplicacoes medicas (REPAM)
81	1991	03899	Texto completo de evento	Internacional	Calculation of the safety-related benchmark problem-IAEA 10 mw: transient calculations
82	1991	03900	Resumo de eventos científicos	Internacional	The Brazilian research reactor IEA-R1: past present and future 'STATUS'
83	1991	04006	Texto completo de evento	Nacional	Avaliacao teorica para a determinacao de um espectro de neutrons conveniente a tecnica do BNCT
84	1991	04141	Texto completo de evento	Nacional	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)
85	1991	04144	Texto completo de evento	Nacional	Nova proposta de configuracao para o nucleo do reator IEA-R1 de 10MW com combustivel de Usub(3) Sisub(2) (20w/oU-235)
86	1991	04153	Texto completo de evento	Nacional	Utilizacao do codigo MCNP (Monte Carlo Neutron-Photon) na simulacao de experimentos de blindagem
87	1991	04215	Artigo de periódico	Internacional	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)
88	1990	03930	Texto completo de evento	Nacional	EDEF - Um programa para solucao da equacao de difusao para microcomputadores
89	1990	04022	Texto completo de evento	Internacional	Computer code ANISN multiplying media and shielding calculation I. Theory
90	1990	04221	Texto completo de evento	Internacional	Computer code ANISN multiplying media and shielding calculation II. Code description (INPUT/OUTPUT)
91	1990	04222	Texto completo de evento	Internacional	Computer code ANISN multiplying media and shielding calculation III. Sample problems
92	1990	04598	Texto completo de evento	Nacional	Simulacao da sensibilidade de detectores do tipo 'self-powered'utilizando o metodo de Monte Carlo
93	1989	03240	Texto completo de evento	Nacional	Determinacao da massa critica e aproximacao da criticalidade do reator IPEN/MB-01
94	1989	03241	Texto completo de evento	Nacional	Solucao da equacao de transporte em geometria tridimensional (X-Y-Z) pelo metodo dos elementos finitos e da expansao em harmo nicos esfericos
95	1989	03244	Texto completo de evento	Nacional	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
96	1989	03246	Texto completo de evento	Nacional	Projeto nuclear da unidade critica IPEN-MB-01
97	1989	03287	Texto completo de evento	Nacional	Problema padrao experimental para avaliacao de calculos de blindagem
98	1989	03466	Artigo de periódico	Internacional	Neutron energy spectrum measurements of neutron sources with an NE-123 spectrometer
99	1989	03471	Artigo de periódico	Nacional	IPEN/MB-01. Um reator nuclear projetado e construido no Brasil
100	1988	01687	Texto completo de evento	Nacional	Espectrometria de neutrons rapidos com cintilador NE-213
101	1988	01698	Texto completo de evento	Nacional	Medidas e calculos de reatividade no reator IEA-R1
102	1988	03184	Texto completo de evento	Internacional	Measurement of neutron energy spectra emerging from a laminated shield due D-T source comparison with calculations
103	1988	03196	Resumo de eventos científicos	Internacional	Meaurement of the neutron-spectrum in the IEA-R1 research reactor
104	1988	03199	Resumo de eventos científicos	Internacional	Neutron energy spectrum measurements of neutrons sources with NE-213 spectrometers
105	1988	03308	Texto completo de evento	Nacional	Calculo de blindagens para reatores de pesquisa
106	1987	01569	Texto completo de evento	Internacional	Estudos neutronicos visando a reducao de enriquecimento do reator de pesquisa IEAR1
107	1987	01572	Texto completo de evento	Internacional	Performance of a digital reactivity meter (009-NC/1-IPEN) in initial test programs for research and power reactor
108	1986	02451	Texto completo de evento	Nacional	Calculo da geracao de calor via radiacao em reatores nucleares
109	1986	02454	Texto completo de evento	Nacional	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
110	1986	02599	Texto completo de evento	Nacional	Calculo de parametros de um experimento de blindagem e avaliacao da metodologia de calculo utilizada
111	1986	02613	Texto completo de evento	Nacional	Estudo preliminar para o projeto de cascos para transporte de combustivel irradiado em reatores PWR (ANGRA-1)
112	1985	02618	Texto completo de evento	Nacional	Aplicacao do metodo dos elementos finitos na solucao da equacao de transporte
113	1983	05121	Texto completo de evento	Nacional	Aplicacao do metodo dos elementos finitos na solucao da equacao de difusao em estado estacionario
114	1983	05142	Texto completo de evento	Nacional	Estudo e aplicacao do codigo morse em problemas de blindagem das radiacoes
115	1983	05143	Texto completo de evento	Nacional	Estudo e aplicacao do codigo DOT 3.5 em problemas de blindagem de radiacoes
116	1982	05131	Texto completo de evento	Nacional	Solucao da equacao de transporte linear, monoenergetica em multiregioes com espalhamento anisotropico atraves do metodo Fsub (N)
117	1982	05135	Texto completo de evento	Nacional	Metodologia de calculo em blindagem para reatores nucleares
118	1982	05136	Texto completo de evento	Nacional	Calculo de atenuacao da radiacao gama em blindagens multiplas atraves da tecnica do nucleo-pontual corrigida pelo fator de crescimento
119	1981	00705	Série Publicação IPEN	Nacional	MPN-1: um modulo de computacao para a solucao da equacao de transporte em multiregioes atraves do metodo Pn
120	1981	01134	Texto completo de evento	Nacional	Conducao de calor em elementos combustiveis com condicoes de contorno variando com o tempo
121	1981	01325	Texto completo de evento	Nacional	Calculo do fator de desvantagem termica para uma celula com espalhamento anisotropico atraves do metodo Fsub(N)
122	1980	00660	Artigo de periódico	Internacional	On the numerical characteristics of an inverse solution for three-term radiative transfer
123	1980	00935	Artigo de periódico	Internacional	The complete solution for the scattering of polarized light in a rayleigh and isotropically scattering atmosphere
124	1980	00940	Artigo de periódico	Internacional	The F sub(N) method for polarization studies. Part II: numerical analysis
125	1980	00941	Artigo de periódico	Internacional	The use of the F sub(N) method for radiative transfer problems with reflective boundary conditions
126	1980	00943	Texto completo de evento	Internacional	The F sub(N) method in radiative transfer and neutron transport theory
127	1980	01074	Artigo de periódico	Internacional	The Fsub(N) method for solving the critical problem for a slab with a finite reflector
128	1980	01075	Artigo de periódico	Internacional	On multi-media calculations in the theory of neutron diffusion
129	1980	01296	Tese	Internacional	FN method for solving radiation transport problems
130	1979	00996	Artigo de periódico	Internacional	A point source in a finite sphere
131	1977	00070	Artigo de periódico	Internacional	Two-half-space Milne problem in two-group neutron transport theory
132	1977	00492	Série Publicação IPEN	Nacional	Problema de Milne em dois semiespacos adjacentes na teoria de transporte de neutrons em dois grupos de energia
133	1976	00420	Dissertação	Nacional	Teoria de transporte de neutrons em meios adjacentes no modelo de dois grupos e espalhamento isotropico