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 : 135 27/05/2023 20:26:45
Seq	Ano	Ipen_doc	Tipo	Circ.	Título
1	2019	28091	Texto completo de evento	I	The AP-Th 1000 an advanced concept to use MOX of thorium in a closed fuel cycle
2	2017	24019	Texto completo de evento	I	Feasibility to convert an advanced PWR from UO2 to a mixed (U,Th)O2 core
3	2012	18811	Artigo de periódico	I	Monte Carlo Calculation of Fragment Distributions in Nuclear Reactions
4	2011	17016	Texto completo de evento	I	Medida do fluxo de nêutrons no reator IPEN-MB-01
5	2011	19917	Texto completo de evento	I	Comparison between two gas-cooled tru burner subcritical reactors: fusion-fission and ADS
6	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
7	2010	18891	Texto completo de evento	I	Benchmark on computer simulation of radioactive nuclides production rate in lead target exposed to 660 MeV protons
8	2009	15268	Texto completo de evento	I	Study of the kinetics parameters for subcritical media driven by source
9	2009	15272	Texto completo de evento	I	Accelerator driven subcritical research facility H5B calculation
10	2008	13042	Artigo de periódico	I	Spallation product distributions and neutron multiplicities for accelerator-driven system using the CRISP code
11	2008	13402	Texto completo de evento	I	IAEA coordinated research project (CRP) on 'analytical and experimental benchmark analyses of accelerator driven systems'
12	2007	11958	Texto completo de evento	I	The utilization of MCNPX 2,5 for ADS target calculations
13	2007	12091	Texto completo de evento	I	On the application of SIRER-ADS in the simulation of transients in accelerator
14	2007	12092	Texto completo de evento	I	The participation of IPEN in the IAEA coordinated research projects on accelerator driven systems
15	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
16	2007	12171	Texto completo de evento	I	The analytical Benchmark solution of spatial diffusion kinetics in source driven systems for homogeneous media
17	2007	12723	Artigo de periódico	N	A equacao de transporte de Boltzmann e sua importancioa para a fisica dos reatores nucleares
18	2007	14399	Texto completo de evento	I	Analytical benchmarks for the kinetics of accelerator-driven systems
19	2007	14593	Artigo de periódico	N	A equacao de transporte de Boltzmann e sua importancia para a fisica dos reatores nucleares
20	2006	15426	Resumo de eventos científicos	I	The utilization of MCNP code to simulate the yalina booster facility using the ADS library
21	2006	15428	Resumo de eventos científicos	I	The utilization of MCNPX 2.4 por ADS target calculation
22	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
23	2006	15464	Texto completo de evento	I	A research reactor simulator for operators training and teaching
24	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
25	2006	15611	Capítulo de livro	I	Spent fuel management options for research reactors in Latin America
26	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
27	2005	10648	Texto completo de evento	I	A review of models and codes for neutron source (spallation) calculation for ADS application
28	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
29	2005	10831	Artigo de periódico	I	Development of the CRISP package for spallation studies and accelerator-driven systems
30	2005	10932	Artigo de periódico	I	Spallation physics and the ADS target design
31	2005	10933	Artigo de periódico	I	The utilization CRISP code in hybrid reactor studies
32	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
33	2004	10540	Texto completo de evento	I	The utilization of a small accelerator to drive a zero power sub critical ADS
34	2004	10546	Texto completo de evento	I	The CRISP code for nuclear reactions
35	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
36	2004	10907	Texto completo de evento	I	Nuclear energy in Brazil and the R&D status on fast systems national report
37	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
38	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
39	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
40	2002	08897	Texto completo de evento	I	Status of the R&D activities on fast reactors and accelerators driven system in Brazi
41	2002	09251	Texto completo de evento	I	Management of spent fuel from research reactor in Latin America: a regional approach
42	2001	07318	Texto completo de evento	I	Status of the R & D activities on Fast Reactors and ADS in Brazil
43	2001	07319	Texto completo de evento	I	Alternative concept for a Fast Energy Amplifier accelerator driven reactor
44	2001	08239	Artigo de periódico	I	New proposal for the fast energy amplifier
45	2001	08313	Artigo de periódico	N	Alternative concept for a Fast Energy Amplifier accelerator driven reactor
46	2001	24481	Resumo de eventos científicos	I	MEA - Modified Energy Amplifier proposal
47	2000	07057	Texto completo de evento	I	New proposal for the fast Energy Amplifier
48	2000	07182	Texto completo de evento	N	Transporte dos elementos combustiveis queimados no reator do IPEN para os Estados Unidos
49	2000	08448	Texto completo de evento	I	The operational and logistic experience on transportation of Brazilian spent fuel to USA
50	1999	04460	Texto completo de evento	I	Preliminary analysis of control rod accidents in the CRCN-R1 Multipurpose Reactor core of Recife in Brazil
51	1999	06600	Texto completo de evento	N	Estudo da producao de sup(99)Mo via captura radioativa no sup (98)Mo
52	1999	06617	Texto completo de evento	N	Simulacao de danos da radiacao nos materiais usados para revestimentos de combustivel e estruturas de reator
53	1999	06716	Texto completo de evento	N	Alternative concept for a fast energy amplifier accelerator driven reactor
54	1999	06717	Texto completo de evento	I	The utilization and operational experience of IEA-R1 brazilian research reactor
55	1998	06246	Texto completo de evento	I	Feasibility studies of producing sup(99)Mo by capture in the IEAR-1 research reactor
56	1998	06251	Texto completo de evento	I	Experience of IEA-R1 Research Reactor spent fuel transportation back to United States
57	1998	06252	Texto completo de evento	I	Studies for a multipurpose research reactor for the CRCN/CNEN-PE
58	1998	06450	Texto completo de evento	I	The conversion and power upgrading of IEA-R1 experience and perspective
59	1997	04926	Texto completo de evento	N	Experimentos usando phantoms de Cabeca para fins dosimetricos em BNCT
60	1997	04988	Texto completo de evento	N	Power upgrading and modernization of IEA-R1 Brazilian Research Reactor
61	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
62	1997	06432	Resumo de eventos científicos	I	The rule of research reactors in developing countries. Insertion of Brazil in this market
63	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
64	1996	03556	Texto completo de evento	N	Estudos para implantacao de uma instalacao para NCT no reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP
65	1996	04749	Texto completo de evento	N	Thermal analysis of a gas centrifuge
66	1996	05052	Texto completo de evento	I	Design of a facility for NCT research in the IEA-R1 reactor
67	1995	02871	Texto completo de evento	I	The equivalent plutonium concept and its application to synergetic fuel cycle calculations
68	1995	05384	Artigo de periódico	I	Study of a TANDEM fuel cycle between a Brazilian PWR (Angra I) and an Argentinian CANDU (Embalse)
69	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)
70	1994	05442	Resumo de eventos científicos	N	Energia nuclear - uma opcao energetica
71	1994	05516	Texto completo de evento	N	Espectrometria gama com metodos Monte Carlo e validacao experimental
72	1994	05530	Texto completo de evento	N	Implementacao de um ciclo 'TANDEM' entre os reatores de Angra I (Brasil) e Embalse (Argentina)
73	1994	05765	Texto completo de evento	N	Potencial energetico do combustivel irradiado no reator Angra-I
74	1993	02065	Texto completo de evento	N	Aplicacao de espectrometria de neutrons em dosimetria de neutrons rapidos
75	1993	02100	Texto completo de evento	N	Levantamento de espectro e de eficiencias para raios gama em detectores de NaI com metodos Monte Carlo
76	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
77	1993	02126	Texto completo de evento	N	Estudo parametrico do fluxo de massa para o ciclo TANDEM entre Angra-I e Embalse
78	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
79	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)
80	1993	02200	Resumo de eventos científicos	I	Implementacao de um ciclo Tandem entre os reatores de Angra-I (Brasil) e Embalse (Argentina)
81	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
82	1992	04430	Texto completo de evento	N	Estudos conceituais de um reator para pesquisas e aplicacoes medicas (REPAM)
83	1991	03899	Texto completo de evento	I	Calculation of the safety-related benchmark problem-IAEA 10 mw: transient calculations
84	1991	03900	Resumo de eventos científicos	I	The Brazilian research reactor IEA-R1: past present and future 'STATUS'
85	1991	04006	Texto completo de evento	N	Avaliacao teorica para a determinacao de um espectro de neutrons conveniente a tecnica do BNCT
86	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)
87	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)
88	1991	04153	Texto completo de evento	N	Utilizacao do codigo MCNP (Monte Carlo Neutron-Photon) na simulacao de experimentos de blindagem
89	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)
90	1990	03930	Texto completo de evento	N	EDEF - Um programa para solucao da equacao de difusao para microcomputadores
91	1990	04022	Texto completo de evento	I	Computer code ANISN multiplying media and shielding calculation I. Theory
92	1990	04221	Texto completo de evento	I	Computer code ANISN multiplying media and shielding calculation II. Code description (INPUT/OUTPUT)
93	1990	04222	Texto completo de evento	I	Computer code ANISN multiplying media and shielding calculation III. Sample problems
94	1990	04598	Texto completo de evento	N	Simulacao da sensibilidade de detectores do tipo 'self-powered'utilizando o metodo de Monte Carlo
95	1989	03240	Texto completo de evento	N	Determinacao da massa critica e aproximacao da criticalidade do reator IPEN/MB-01
96	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
97	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
98	1989	03246	Texto completo de evento	N	Projeto nuclear da unidade critica IPEN-MB-01
99	1989	03287	Texto completo de evento	N	Problema padrao experimental para avaliacao de calculos de blindagem
100	1989	03466	Artigo de periódico	I	Neutron energy spectrum measurements of neutron sources with an NE-123 spectrometer
101	1989	03471	Artigo de periódico	N	IPEN/MB-01. Um reator nuclear projetado e construido no Brasil
102	1988	01687	Texto completo de evento	N	Espectrometria de neutrons rapidos com cintilador NE-213
103	1988	01698	Texto completo de evento	N	Medidas e calculos de reatividade no reator IEA-R1
104	1988	03184	Texto completo de evento	I	Measurement of neutron energy spectra emerging from a laminated shield due D-T source comparison with calculations
105	1988	03196	Resumo de eventos científicos	I	Meaurement of the neutron-spectrum in the IEA-R1 research reactor
106	1988	03199	Resumo de eventos científicos	I	Neutron energy spectrum measurements of neutrons sources with NE-213 spectrometers
107	1988	03308	Texto completo de evento	N	Calculo de blindagens para reatores de pesquisa
108	1987	01569	Texto completo de evento	I	Estudos neutronicos visando a reducao de enriquecimento do reator de pesquisa IEAR1
109	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
110	1986	02451	Texto completo de evento	N	Calculo da geracao de calor via radiacao em reatores nucleares
111	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
112	1986	02599	Texto completo de evento	N	Calculo de parametros de um experimento de blindagem e avaliacao da metodologia de calculo utilizada
113	1986	02613	Texto completo de evento	N	Estudo preliminar para o projeto de cascos para transporte de combustivel irradiado em reatores PWR (ANGRA-1)
114	1985	02618	Texto completo de evento	N	Aplicacao do metodo dos elementos finitos na solucao da equacao de transporte
115	1983	05121	Texto completo de evento	N	Aplicacao do metodo dos elementos finitos na solucao da equacao de difusao em estado estacionario
116	1983	05142	Texto completo de evento	N	Estudo e aplicacao do codigo morse em problemas de blindagem das radiacoes
117	1983	05143	Texto completo de evento	N	Estudo e aplicacao do codigo DOT 3.5 em problemas de blindagem de radiacoes
118	1982	05131	Texto completo de evento	N	Solucao da equacao de transporte linear, monoenergetica em multiregioes com espalhamento anisotropico atraves do metodo Fsub (N)
119	1982	05135	Texto completo de evento	N	Metodologia de calculo em blindagem para reatores nucleares
120	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
121	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
122	1981	01134	Texto completo de evento	N	Conducao de calor em elementos combustiveis com condicoes de contorno variando com o tempo
123	1981	01325	Texto completo de evento	N	Calculo do fator de desvantagem termica para uma celula com espalhamento anisotropico atraves do metodo Fsub(N)
124	1980	00660	Artigo de periódico	I	On the numerical characteristics of an inverse solution for three-term radiative transfer
125	1980	00935	Artigo de periódico	I	The complete solution for the scattering of polarized light in a rayleigh and isotropically scattering atmosphere
126	1980	00940	Artigo de periódico	I	The F sub(N) method for polarization studies. Part II: numerical analysis
127	1980	00941	Artigo de periódico	I	The use of the F sub(N) method for radiative transfer problems with reflective boundary conditions
128	1980	00943	Texto completo de evento	I	The F sub(N) method in radiative transfer and neutron transport theory
129	1980	01074	Artigo de periódico	I	The Fsub(N) method for solving the critical problem for a slab with a finite reflector
130	1980	01075	Artigo de periódico	I	On multi-media calculations in the theory of neutron diffusion
131	1980	01296	Tese	I	FN method for solving radiation transport problems
132	1979	00996	Artigo de periódico	I	A point source in a finite sphere
133	1977	00070	Artigo de periódico	I	Two-half-space Milne problem in two-group neutron transport theory
134	1977	00492	Série Publicação IPEN	N	Problema de Milne em dois semiespacos adjacentes na teoria de transporte de neutrons em dois grupos de energia
135	1976	00420	Dissertação	N	Teoria de transporte de neutrons em meios adjacentes no modelo de dois grupos e espalhamento isotropico