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

 

 
CARLOS ALEXANDRE DE JESUS MIRANDA

INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES
ORCID

 
Variações do nome do autor constantes no Repositório Digital/IPEN
e a respectiva quantidade
MIRANDA, C.A.J. ( 70 )
MIRANDA, CARLOS A. de J. ( 24 )
MIRANDA, CARLOS A.J. ( 18 )
MIRANDA, CARLOS A. DE J. ( 11 )
MIRANDA, CARLOS A. ( 1 )
Veja também, abaixo da lista, o quadro resumo por ano e tipo de publicação

 
Publicações do autor   CARLOS ALEXANDRE DE JESUS MIRANDA    depositadas no Repositório Digital/IPEN - Total : 124
25/05/2024 23:38:01
Seq Ano Ipen_doc Tipo Circ. Título
1 2023 30153 Resumo de eventos científicos I Correlations of mechanical properties by SPT (Small Punch Test) and conventional tensile test for Al 6061 – T6
2 2022 29197 Resumo de eventos científicos I The use of miniaturized samples to determine mechanical properties of materials
3 2021 28180 Texto completo de evento I A review on the fatigue crack propagation in the threshold region
4 2021 28251 Texto completo de evento I Numerical analysis of the small punch test for different theoretical materials
5 2021 28278 Texto completo de evento I Small punch test devices in development at IPEN aiming to perform tests in RMB hot cells
6 2021 28279 Texto completo de evento I Small punch tests with a recently developed device in IPEN
7 2021 28311 Relatório técnico N Análise Estrutural Preliminar do Fundo da Piscina de Estocagem de Combustíveis Queimados do N03
8 2021 28312 Relatório técnico N Análise Estrutural Preliminar da Solda Externa do Suporte M24
9 2019 26371 Texto completo de evento I Monitoring of the ductile to brittle transition temperature of reactor pressure vessel steels by means of small specimens
10 2019 27683 Capítulo de livro I Crack propagation in the threshold stress intensity region a short review
11 2018 24279 Relatório técnico N Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Edifício de Tomada de Água de Refrigeração – UPC/1+2UQB
12 2018 24280 Relatório técnico N Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Edifício Auxiliar do Reator - UKA
13 2018 24281 Relatório técnico N Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Caixas de Passagem de Cabos - UBS
14 2018 24282 Relatório técnico N Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Caixa de Coleta de Água de Serviço - UQM
15 2018 24283 Relatório técnico N Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Câmara de Compensação de Água de Serviço para o PEB - UQZ
16 2018 24284 Relatório técnico N Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Caixas de Passagem de Tubulação do PEB 1–5UPX
17 2018 24285 Relatório técnico N Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Prédio UJB-UJE acima da cota +28.15m e Colunas
18 2017 23424 Relatório técnico N Avaliação de falha de tubulação em teste hidrostático
19 2017 23425 Relatório técnico N Avaliação da integridade estrutural da barreira de pressão dos filtros FT-1234001 A/B e FT-1234002 A/B - etapa 1 – análise da documentação de projeto, fabricação, inspeções e testes
20 2017 23428 Relatório técnico N Avaliação da integridade estrutural da barreira de pressão dos filtros FT-1234001 A/B e FT-1234002 A/B - etapa 2 – avaliação dos mecanismos de deterioração aplicáveis
21 2017 23429 Relatório técnico N Corrosão de itens internos dos VORECONs
22 2017 24027 Texto completo de evento I Recent advances on charpy specimen reconstitution techniques
23 2016 21768 Artigo de periódico I Crack simulation models in variable amplitude loading - a review
24 2016 22415 Artigo de periódico I Influence of the crack propagation rate in the obtaining opening and closing stress intensity factor by finite element method
25 2014 20139 Livro N Mecânica da fratura na Industria nuclear
26 2013 19293 Texto completo de evento I Average thermal stress in the Al+SiC compiste due to its manufacturing process
27 2013 19464 Texto completo de evento I Analysis framework to calibrate a numerical model to simulate the thermal test of a 1:2 scale dual purpose cask under accident conditions
28 2011 11912 Artigo de periódico N Influence of the model size in the numerical determination of the average thermal stresses in an MMC composite
29 2011 16591 Texto completo de evento I Improvement on the numerical structural assessment of a half scale model of a nuclear spent fuel elements transportation package under 9m drop tests
30 2011 17030 Texto completo de evento I ASME stress linearization and classification of a WYE piping junction
31 2011 17035 Texto completo de evento I ASME stress linearization and classification - A discussion based on a case study
32 2011 17077 Texto completo de evento I Testing of a transport cask for research reactor spent fuel
33 2011 17318 Texto completo de evento I Influence of the model size in the numerical determination of the average thermal stresses in an MMC composite
34 2010 15673 Texto completo de evento N Analises termicas transiente e de queda livre de 9M de um modelo em escala 1:2 de uma embalagem para transporte e armazenagem de combustiveis nucleares queimados
35 2009 14130 Texto completo de evento I Angra 1 RPV and pressurizer ageing management programs
36 2009 14602 Texto completo de evento I Thermal stresses in an Al+SiC composite due to the fabrication process
37 2009 14603 Texto completo de evento I Statistical methods to access the structural integrity of steam generator tubing - Angra 1 practical example
38 2009 14605 Texto completo de evento I Numerical and experimental structural assessment of a half scale model of a nuclear spent fuel elements transportation package under 9 m drop tests
39 2009 14606 Texto completo de evento I ANSYS LS-DYNA PC modeling of contact/impact with high and low stiffness materials in the numerical simulation of nuclear transportation packages under 9 m drop tests
40 2009 14608 Texto completo de evento I Valve certification - fabrication and design aspects: A practical example
41 2009 14609 Texto completo de evento I structural integrity and leaking assessment of Angra 1 steam generator tubing using statistical methods - past and present
42 2009 14636 Texto completo de evento I Non-linear thermal stresses in an aluminium composite reinforced with SiC particles
43 2009 15298 Texto completo de evento I An approach for the design of closure boltz of spent fuel elements transportation packages
44 2009 15299 Texto completo de evento I Particles geometry influence in the thermal stress level in an SiC reinforced aluminium matrix composite considering the material non-linear behavior
45 2009 15300 Texto completo de evento I Structural integrity and leakage assessment of Angra I steam generator using statistic methods
46 2009 15301 Texto completo de evento I Transient thermal analysis of a 1:2 scale cask for research reactors nuclear spent fuel elements considering thermal contacts and irradiation
47 2008 13448 Texto completo de evento I Nonlinear issues on the numerical simulations of the 9 meter drop test of a transportation package
48 2008 13472 Texto completo de evento N Avaliacao estrutural de pecas de tubulacao tipo Y, conforme o codigo ASME, section VIII, division 2
49 2008 13473 Texto completo de evento N Avaliacao do projeto de amortecedores de impacto para embalagens de transporte de elementos combustiveis irradiados de reatores nucleares de pesquisa
50 2008 13480 Texto completo de evento I Analytical and numerical evaluation of the impact limiters design of a research reactors spent fuel transportation package half scale model under 9 M drop tests
51 2008 13629 Texto completo de evento I Numerical simulation of a 9m free drop test in a 1:2 scale model cask for spent fuel elements of nuclear research reactors
52 2007 12090 Texto completo de evento I Structural assessment of the IEA-R1 research reactor core matrix plate under loads from a new pneumatic irradiation system
53 2007 12177 Texto completo de evento I Structural analysis of items in the pressure boundary of the IEA-R1 research reactor heat exchanger
54 2007 12356 Texto completo de evento I Avaliacao da integridade estrutural de tubos de gerador de vapor de usinas nucleares - um caso pratico
55 2007 12357 Texto completo de evento I Analise estrutural da placa matriz suporte do nucleo do reator nuclear de pesquisa IEA-R1
56 2007 12720 Artigo de periódico I Diseno de seguridad en compresor con COsub(2)
57 2007 13961 Texto completo de evento I A 9m drop test simulation of a dual purpose cask for spent fuel elements of nuclear research reactors
58 2007 13962 Texto completo de evento I Participation of research institutes in Angra's PLiM
59 2007 13968 Texto completo de evento I Finite element analysis of a compressor housing used in high pressure refrigeration system
60 2006 12690 Resumo de eventos científicos I A 9m drop test simulation of a dual purpose cask for nuclear research reactor spent fuel elements
61 2005 10836 Artigo de periódico N Mathematical model predicts the elastic behavior of composites materials
62 2005 10861 Texto completo de evento I Structural drop test simulation of a cask for spent fuel elements from nuclear research reactors
63 2004 09839 Texto completo de evento N Efeitos da distribuicao aleatoria de particulas de SiC em matriz de aluminio e a resposta elastica e plastica do material composito
64 2004 10706 Texto completo de evento I Numerical study of 3-D constraint effects in SE(B) specimens
65 2003 09842 Texto completo de evento I Estudo comparativo de metodologias para obtencao do parametro inegral J atraves da analise por elementos finitos
66 2003 09843 Texto completo de evento N Mathematical model of the function between particles distribution of SiC in aluminium matrix and the composite material resistance
67 2002 08564 Texto completo de evento I Structural integrity assessment of steam generator tubes using a new EPRI statistical approach
68 2002 08570 Texto completo de evento N Aplicacao do Metodo Monte Carlo na avaliacao da integridade estrutural de tubos de geradores de vapor de centrais nucleares de potencia
69 2001 07036 Texto completo de evento I Characterizing the transition region of an A508 cl3 steel using small specimens by the reference temperature and the weak-link distances
70 2001 07618 Artigo de periódico I Defining the confidence level in the reference temperature determination for a finite set of toughness
71 2001 07619 Artigo de periódico I An application of the J-Q model for estimating cleavage stress in the brittle-to-ductile transition
72 2001 07633 Texto completo de evento N A influencia da distribuicao de particulas de SiC nas tensoes termicas em compositos de matriz metalica
73 2001 07634 Texto completo de evento N Different approaches for structural integrity assessment of PWR steam generator tubes
74 2000 06823 Texto completo de evento N Curvas de confiabilidade na determinacao da Temperatura de Referencia de acos ferriticos, na transicao ductil-fragil
75 2000 06824 Texto completo de evento N Distancias dos elos-mais-fracos ate a ponta da trinca - analise fractografica
76 2000 06827 Texto completo de evento N A Curva Mestra e o conceito de Temperatura de Referencia para ajustar os valores de tenacidade a clivagem na regiao de transicao dos acos ferriticos
77 2000 06829 Texto completo de evento N Medidas experimentais de tenacidade a clivagem com corpos de prova pequenos na regiao de transicao e obtencao da Curva Mestra
78 2000 06830 Texto completo de evento N Distancias rsub (wl) dos elos-mais-fracos ate a ponta da trinca por observacao fractografica: comparacao com valores teoricos
79 1999 06630 Tese N Obtencao da tensao de clivagem e nivel de confiabilidade na determinacao da temperatura de referencia de acos ferriticos na transicao .Abordagem numerica experimental
80 1999 06670 Texto completo de evento N Avaliacao experimental da integral J em acos de uso estrutural - novos procedimentos e metodologias
81 1999 06672 Texto completo de evento I Accuracy in the Tsub(o) determination: Numerical versus experimental results
82 1999 06764 Capítulo de livro I Accuracy in the Tsub(o) determination: Numerical versus experimental results
83 1998 06755 Texto completo de evento I Specimen number requirements for Tsub(o) accuracy
84 1998 06757 Texto completo de evento I Estimating cleavage stress for ferritic steels from measured Jc values in the transition region
85 1997 04981 Texto completo de evento N Behavior prediction in the ductile-to-brittle transition. Part II: Cleavage stress estimation
86 1997 04982 Texto completo de evento N Behavior prediction in the ductile-to-brittle transition. Part I: An overview
87 1997 06131 Texto completo de evento N Influence of the number of specimens in the Reference Temperature determination: The Monte-Carlo approach
88 1997 06132 Texto completo de evento N Influence of the number of specimens in the Reference Temperature determination - Initial approach
89 1997 06756 Texto completo de evento I An application of the J-Q model for estimating cleavage stress in the brittle to ductile transition
90 1996 02928 Texto completo de evento I Collapse of a ring-stiffened cylindrical shell under external hydrostatic pressure-comparison between FEA and analytical formulae
91 1996 02992 Texto completo de evento N Sobre o metodo das funcoes de ponderacao na determinacao do fator de intensidade de tensoes K
92 1996 03630 Texto completo de evento N On the allowable loads of nuclear component using different stress assessment and stress classification
93 1996 03863 Texto completo de evento N Sobre o metodo das funcoes de ponderacao na determinacao de K
94 1996 04091 Texto completo de evento I Evaluation of the collapse pressures of a ringstiffened cylindrical shell under external hydrostatic pressure using code formulations and FEA
95 1995 02722 Texto completo de evento N Investigating ASME allowable loads with finite element analyses
96 1995 02723 Texto completo de evento N Verificacao de tensoes em um vaso de pressao nuclear com carregamentos nao axissimetricos
97 1995 05859 Texto completo de evento I On the stress assessment and verification of 3D finite element models
98 1995 05860 Texto completo de evento I Interpreting ASME limits and philosophy in FEA of pressure vessel parts
99 1995 05862 Texto completo de evento I ASME limits and contradictions in the finite element analyses of pressure vessels
100 1995 05864 Texto completo de evento I Stress assessment of a component using 3D finite element models
101 1995 05867 Texto completo de evento I Evaluation of the overall collapse of a ring-stiffened cylindrical shell
102 1995 05870 Texto completo de evento I Stress analysis of cylindrical vessel support saddles
103 1995 05871 Texto completo de evento I PWR pressure vessel stress analysis with axisymmetric model and hormonic loading
104 1995 05872 Texto completo de evento I Stress analysis of a reinforced horizontal cylindrical pressure vessel resting on saddles
105 1995 05873 Texto completo de evento I Stress analyses of the internals of a research PWR vessel. A general overview
106 1995 05874 Texto completo de evento I Stress analysis of a research PWR pressure vessel. A general description
107 1994 05599 Texto completo de evento N Analise termica de corpos de prova de impacto tipo Charpy com detalhe em V
108 1994 05603 Texto completo de evento N Analise de frequencias de um tanque engastado na base com consideracao da interacao fluido-estrutura e sloshing
109 1994 05605 Texto completo de evento N Mecanica da fratura na industria nuclear. Aplicacoes e recomendacoes da norma ASME
110 1994 05732 Texto completo de evento N Analise de tensoes em tubulacoes: comparacao entre modelos com elementos finitos de tubo e de casca fina
111 1994 05733 Texto completo de evento I Aspects of design and stress classification of a PWR support structure
112 1994 05734 Texto completo de evento N Analise de uma tubulacao com modelos de elementos finitos de tubo e de casca fina
113 1994 05735 Texto completo de evento N Analise sismica de um tanque engastado na base com consideracao da interacao fluido-estrutura
114 1994 05777 Texto completo de evento N Avaliacao de fadiga em componentes de vasos de pressao nucleares
115 1993 05274 Texto completo de evento N Determinacao da amplificacao na base dos MABs devido a uma carga impulsiva postulada na base de um reator nuclear tipo PWR
116 1992 04522 Texto completo de evento I A 3-D model with superelements for dynamic analysis of a PWR vessel internals
117 1992 04525 Texto completo de evento N Analise dinamica dos internos de um reator nuclear PWR utilizando superelementos em um modelo 3-D integrado. Parte 1: descricao e testes estaticos do modelo
118 1992 04526 Texto completo de evento N Analise dinamica dos internos de um reator nuclear PWR utilizando superelementos em um modelo 3-D integrado. Parte 2: testes dinamicos e analise sismica
119 1992 04527 Texto completo de evento N Non-linear analysis of a closure manway using spiral wound gasket with metal-metal contact and a new geometry approach
120 1992 04528 Texto completo de evento N Avaliacao de tensoes em bocais de cascas esfericas
121 1992 04529 Texto completo de evento N Analise de tensoes na estrutura de suporte do vaso de pressao de um reator PWR
122 1992 04531 Texto completo de evento N Analise de tensoes no acoplamento da maquina de troca dos elementos combustiveis a valvula da blindagem rotativa do vaso de pressao de um reator PWR
123 1992 04532 Texto completo de evento N Analise termo-estrutural do suporte do vaso de pressao de um reator PWR
124 1991 04145 Texto completo de evento N Resposta dinamica do vaso de pressao de Angra I sujeito a um acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura

Quadro resumo por ano e tipo de publicação gerada em tempo real a partir do registro dos dados do
autor   CARLOS ALEXANDRE DE JESUS MIRANDA    no Repositório Digital/IPEN
25/05/2024 23:38:03
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. MP * Inter. Nac. Inter. Nac.
Total 5 2 58 39 3 1 1 2 124
2023 1 1
2022 1 1
2021 4 2 6
2019 1 1 2
2018 7 7
2017 1 4 5
2016 2 2
2014 1 1
2013 2 2
2011 1 5 6
2010 1 1
2009 12 12
2008 3 2 5
2007 1 7 8
2006 1 1
2005 1 1 2
2004 1 1 2
2003 1 1 2
2002 1 1 2
2001 2 1 2 5
2000 5 5
1999 1 1 1 1 4
1998 2 2
1997 1 4 5
1996 2 3 5
1995 10 2 12
1994 1 7 8
1993 1 1
1992 1 7 8
1991 1 1

 MP * - de 2000 a 2012 - Mestrado Profissionalizante em Lasers em Odontologia
a partir de 2022 - Mestrado Profissional em Tecnologia das Radiações em Ciências da Saúde