Triga
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13. Simulação do reator TRIGA IPR-R1 utilizando metodos de transporte por Monte Carlo / TRIGA IPR-R1 reactor simulation using Monte Carlo transport methods
A utilização do método Monte Carlo na simulação do transporte de partículas em reatores nucleares é crescente e constitui uma tendência mundial. O maior inconveniente dessa técnica, a grande exigência de capacidade de processamento, vem sendo superado pelo contínuo desenvolvimento de processadores cada vez mais rápidos. Esse contexto permitiu o d
Publicado em: 2005
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14. Investigação experimental da distribuição de temperaturas no reator nuclear de pesquisa TRIGA IPR-R1
The TRIGA-IPR-R1 Research Nuclear Reactor has completed 44 years in operation in November 2004. Its initial nominal thermal power was 30 kW. In 1979 its power was increased to 100 kW by adding new fuel elements to the reactor. Recently some more fuel elements were added to the core increasing the power to 250 kW. The TRIGA-IPR-R1 is a pool type reactor with
Publicado em: 2005
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15. Estudo do comportamento dinâmico de flotação utilizando técnicas nucleares
Nesse trabalho foi realizado um estudo do comportamento dinâmico de uma coluna de flotação piloto através do uso da técnica de traçadores radioativos emissores gama. Também foi avaliada a aplicação da técnica em um condicionador e uma coluna de flotação em escala industrial. Como a flotação em coluna é um sistema trifásico (ar, água e partí
Publicado em: 2005
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16. Intoxicação hídrica durante histeroscopia: relato de caso
JUSTIFICATIVA E OBJETIVOS: Intoxicação hídrica e distúrbios eletrolíticos produzindo toxicidade sistêmica podem ocorrer durante ressecção prostática transuretral e cirurgia histeroscópica, sendo em geral causados pelo volume de líquido e pela duração do procedimento. RELATO DO CASO: Apresenta-se um caso incomum de intoxicação hídrica em uma p
Revista Brasileira de Anestesiologia. Publicado em: 2004-12
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17. Analise termofluidodinamica de reatores nucleares de pesquisa refrigerados a agua em regime de convecção natural
The STHIRP-1 computer program, which fundamentals are described in this work, uses the principles of the subchannels analysis and has the capacity to simulate, under steady state and transient conditions, the thermal and hydraulic phenomena which occur inside the core of a water-refrigerated research reactor under a natural convection regime. The models and
Publicado em: 2004