Neutron Transport
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1. Condições de contorno albedo para cálculos globais de reatores nucleares térmicos com o modelo de ordenadas discretas a dois grupos de energia / Albedo boundary conditions for thermal nuclear reactors global calculations with two energy group discrete ordinates formulations
Como eventos de fissão induzida por nêutrons não ocorrem nas regiões nãomultiplicativas de reatores nucleares, e.g., moderador, refletor, e meios estruturais, essas regiões não geram potência e a eficiência computacional dos cálculos globais de reatores nucleares pode portanto ser aumentada eliminando os cálculos numéricos explícitos no interior
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 28/11/2011
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2. Implementation and qualification of neutronic calculation methodology in subcritical reactors driven by external neutron sources and applications / Implementação e qualificação de metodologia de cálculos neutrônicos em reatores subcríticos acionados por fontes externa de nêutrons e aplicações
This works had as goal to investigate calculational methodologies on subcritical source driven reactor, such as Accelerator Driven Subcritical Reactor (ADSR) and Fusion Driven Subcritical Reactor (FDSR). Intense R&D has been done about these subcritical concepts, mainly due to Minor Actinides(MA) and Long Lived Fission Products(LLFP) transmutation possibilit
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 19/08/2011
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3. Aplicabilidade e validação do Geant4 para fótons e elétrons em radioterapia / GEANT4 applicability and validation to Photons and Electrons in Radiotherapy
Due to the increasing use of ionizing radiation in medical applications, in recent decades, the simulation codes for radiation interacting with matter, based on Monte Carlo Method, have been constantly adapted to applications in medical physics. TheMonte Carlo method is a statisticalmethod of numerical simulation of problems using essentially a sequence of r
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 14/06/2011
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4. Um método de matriz resposta com esquema iterativo de inversão parcial por região para problemas unidimensionais de transporte de nêutrons monoenergéticos na formulação de ordenadas discretas / Um método de matriz resposta com esquema iterativo de inversão parcial por região para problemas unidimensionais de transporte de nêutrons monoenergéticos na formulação de ordenadas discretas / A response matrix method for one-speed slab-geometry discrete ordinates neutron transport problems / A response matrix method for one-speed slab-geometry discrete ordinates neutron transport problems
Um método de matriz resposta (RM) é descrito para gerar soluções numéricas livres de erros de truncamento espacial para problemas de transporte de nêutrons monoenergéticos e com fonte fixa, em geometria unidimensional na formulação de ordenadas discretas (SN). O método RM com esquema iterativo de inversão parcial por região (RBI) converge valores
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 2011
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5. Desenvolvimento e implementação de um novo sistema pneumático de transferência para irradiação de materiais no reator IEA-R1 / Development and implementation of a new pneumatic transfer system for materials irradiation at IEA-R1 reactor
Pneumatic Transfer Systems (PTS) are classified as mechanical equipment largely operated all over the world for transport of a huge sort of objects, samples and materials located at nearly terminals or even at separated ones. System applicability is often recognized in many activities, such as medicine (hospital settings, clinical analysis labs), industry (s
Publicado em: 2011
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6. Desenvolvimento de um simulador antropomórfico para simulação e medidas de dose e fluxo de nêutrons na instalação para estudos em BNCT / Development of an anthropomorfic simulator for simulation and measurements of neutron dose and flux in the facility for BNCT studies
A instalação do IPEN para pesquisas em BNCT (Terapia por Captura de Nêutrons em Boro) utiliza o canal de irradiação número 3 do reator IEA-R1, no qual tem-se um campo misto de radiação nêutrons e gama. As pesquisas em andamento necessitam que o campo de radiação, na posição de irradiação de amostra, tenha na composição os nêutrons térmicos
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 11/08/2010
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7. Neutron production evaluation from a ADS target utilizing the MCNPX 2.6.0 code
Accelerators Driven Systems (ADS) are an innovative type of nuclear system, which is useful for long-lived fission product transmutation and fuel regeneration. The ADS consist of a coupling of a sub-critical nuclear core reactor and a proton beam produced by particle accelerator. These particles are injected into a target for the neutrons production by spall
Brazilian Journal of Physics. Publicado em: 2010-12
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8. Evaluation of the neutron flux distribution in an AmBe irradiator using the MCNP-4C code
The present work shows the evaluation of the flux and absorbed dose rate of neutrons in a 241AmBe Irradiator at IPEN facilities using the MCNP-4C transport code. The geometry of the 241AmBe source as well as the Irradiator design, constituted of 2 neutrons sources, were modeled. In addition, four and eight sources of 241AmBe were also considered for checking
Brazilian Journal of Physics. Publicado em: 2005-09
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9. Evaluation of the fluence to dose conversion coefficients for high energy neutrons using a voxel phantom coupled with the GEANT4 code
Crews working on present-day jet aircraft are a large occupationally exposed group with a relatively high average effective dose from galactic cosmic radiation. Crews of future high-speed commercial flying at higher altitudes would be even more exposed. To help reduce the significant uncertainties in calculations of such exposures, the male adult voxels phan
Brazilian Journal of Physics. Publicado em: 2005-09
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10. Study of neutron-DNA interaction at the IPEN BNCT research facility
Our group at the Laboratorio do Acelerador Linear (IFUSP- USP) is currently developing several studies related to the interaction of different kinds of radiation with DNA. Initially, our plan is to study the interactions proton-DNA, gamma-DNA and neutron-DNA. In this work we describe the most important features of the neutron-DNA study, which we plan to perf
Brazilian Journal of Physics. Publicado em: 2004-09
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11. Estudo da biodisponibilidade de metais nos sedimentos da Lagoa da Pampulha
The presence of metals in the sediments of Pampulha Lake was investigated in order to determine the bioavailability of metals in these sediments for the cultivation of vegetables such as lettuce. The chemical analyses of metals and As were accomplished by the k0 neutron activation technique. The plans for recovering this lake foresee the removal of the depos
Química Nova. Publicado em: 2004-04
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12. solution of neutron transport equation in an annular reactor with a rotating pulsed source / ResoluÃÃo analÃtica da equaÃÃo de transporte de nÃutrons em um reator anelar com fonte pulsada rotativa
Neste trabalho, apresenta-se uma soluÃÃo analÃtica da equaÃÃo de transporte de nÃutrons em um reator anelar com fonte curta e rotativa do tipo S(x)δ(x − Vt) ,onde V à a velocidade da fonte pulsada gerada em um novo conceito de reator anelar. O trabalho à uma extensÃo do estudo anterior de Williams [12], realizado com fonte pulsado do tipo
Publicado em: 2002