INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES
Repositório Digital da Produção Técnico Científica
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Nome : CARLOS ALEXANDRE DE JESUS MIRANDA

INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES
Currículo Lattes
Variações do nome do autor constantes no Repositório Digital/IPEN
MIRANDA, C.A.J.
MIRANDA, CARLOS A. de J.
MIRANDA, CARLOS A.J.
MIRANDA, CARLOS A.

 

Veja também, abaixo da lista, o quadro resumo por ano e tipo de publicação

 
Publicações do autor depositadas no Repositório Digital/IPEN - Total : 102
Seq Ano Ipen_doc Tipo Circ. Título
1 2016 21768 Artigo de periódico I Crack simulation models in variable amplitude loading - a review
2 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
3 2014 20139 Livro
4 2013 19293 Texto completo de evento I Average thermal stress in the Al+SiC compiste due to its manufacturing process
5 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
6 2011 11912 Artigo de periódico N Influence of the model size in the numerical determination of the average thermal stresses in an MMC composite
7 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
8 2011 17030 Texto completo de evento I ASME stress linearization and classification of a WYE piping junction
9 2011 17035 Texto completo de evento I ASME stress linearization and classification - A discussion based on a case study
10 2011 17077 Texto completo de evento I Testing of a transport cask for research reactor spent fuel
11 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
12 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
13 2009 14130 Texto completo de evento I Angra 1 RPV and pressurizer ageing management programs
14 2009 14602 Texto completo de evento I Thermal stresses in an Al+SiC composite due to the fabrication process
15 2009 14603 Texto completo de evento I Statistical methods to access the structural integrity of steam generator tubing - Angra 1 practical example
16 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
17 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
18 2009 14608 Texto completo de evento I Valve certification - fabrication and design aspects: A practical example
19 2009 14609 Texto completo de evento I structural integrity and leaking assessment of Angra 1 steam generator tubing using statistical methods - past and present
20 2009 14636 Texto completo de evento I Non-linear thermal stresses in an aluminium composite reinforced with SiC particles
21 2009 15298 Texto completo de evento I An approach for the design of closure boltz of spent fuel elements transportation packages
22 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
23 2009 15300 Texto completo de evento I Structural integrity and leakage assessment of Angra I steam generator using statistic methods
24 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
25 2008 13448 Texto completo de evento I Nonlinear issues on the numerical simulations of the 9 meter drop test of a transportation package
26 2008 13472 Texto completo de evento N Avaliacao estrutural de pecas de tubulacao tipo Y, conforme o codigo ASME, section VIII, division 2
27 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
28 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
29 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
30 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
31 2007 12177 Texto completo de evento I Structural analysis of items in the pressure boundary of the IEA-R1 research reactor heat exchanger
32 2007 12356 Texto completo de evento I Avaliacao da integridade estrutural de tubos de gerador de vapor de usinas nucleares - um caso pratico
33 2007 12357 Texto completo de evento I Analise estrutural da placa matriz suporte do nucleo do reator nuclear de pesquisa IEA-R1
34 2007 12720 Artigo de periódico I Diseno de seguridad en compresor con COsub(2)
35 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
36 2007 13962 Texto completo de evento I Participation of research institutes in Angra's PLiM
37 2007 13968 Texto completo de evento I Finite element analysis of a compressor housing used in high pressure refrigeration system
38 2006 12690 Resumo de eventos científicos I A 9m drop test simulation of a dual purpose cask for nuclear research reactor spent fuel elements
39 2005 10836 Artigo de periódico N Mathematical model predicts the elastic behavior of composites materials
40 2005 10861 Texto completo de evento I Structural drop test simulation of a cask for spent fuel elements from nuclear research reactors
41 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
42 2004 10706 Texto completo de evento I Numerical study of 3-D constraint effects in SE(B) specimens
43 2003 09842 Texto completo de evento I Estudo comparativo de metodologias para obtencao do parametro inegral J atraves da analise por elementos finitos
44 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
45 2002 08564 Texto completo de evento I Structural integrity assessment of steam generator tubes using a new EPRI statistical approach
46 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
47 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
48 2001 07618 Artigo de periódico I Defining the confidence level in the reference temperature determination for a finite set of toughness
49 2001 07619 Artigo de periódico I An application of the J-Q model for estimating cleavage stress in the brittle-to-ductile transition
50 2001 07633 Texto completo de evento N A influencia da distribuicao de particulas de SiC nas tensoes termicas em compositos de matriz metalica
51 2001 07634 Texto completo de evento N Different approaches for structural integrity assessment of PWR steam generator tubes
52 2000 06823 Texto completo de evento N Curvas de confiabilidade na determinacao da Temperatura de Referencia de acos ferriticos, na transicao ductil-fragil
53 2000 06824 Texto completo de evento N Distancias dos elos-mais-fracos ate a ponta da trinca - analise fractografica
54 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
55 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
56 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
57 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
58 1999 06670 Texto completo de evento N Avaliacao experimental da integral J em acos de uso estrutural - novos procedimentos e metodologias
59 1999 06672 Texto completo de evento I Accuracy in the Tsub(o) determination: Numerical versus experimental results
60 1999 06764 Capítulo de livro I Accuracy in the Tsub(o) determination: Numerical versus experimental results
61 1998 06755 Texto completo de evento I Specimen number requirements for Tsub(o) accuracy
62 1998 06757 Texto completo de evento I Estimating cleavage stress for ferritic steels from measured Jc values in the transition region
63 1997 04981 Texto completo de evento N Behavior prediction in the ductile-to-brittle transition. Part II: Cleavage stress estimation
64 1997 04982 Texto completo de evento N Behavior prediction in the ductile-to-brittle transition. Part I: An overview
65 1997 06131 Texto completo de evento N Influence of the number of specimens in the Reference Temperature determination: The Monte-Carlo approach
66 1997 06132 Texto completo de evento N Influence of the number of specimens in the Reference Temperature determination - Initial approach
67 1997 06756 Texto completo de evento I An application of the J-Q model for estimating cleavage stress in the brittle to ductile transition
68 1996 02928 Texto completo de evento I Collapse of a ring-stiffened cylindrical shell under external hydrostatic pressure-comparison between FEA and analytical formulae
69 1996 02992 Texto completo de evento N Sobre o metodo das funcoes de ponderacao na determinacao do fator de intensidade de tensoes K
70 1996 03630 Texto completo de evento N On the allowable loads of nuclear component using different stress assessment and stress classification
71 1996 03863 Texto completo de evento N Sobre o metodo das funcoes de ponderacao na determinacao de K
72 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
73 1995 02722 Texto completo de evento N Investigating ASME allowable loads with finite element analyses
74 1995 02723 Texto completo de evento N Verificacao de tensoes em um vaso de pressao nuclear com carregamentos nao axissimetricos
75 1995 05859 Texto completo de evento I On the stress assessment and verification of 3D finite element models
76 1995 05860 Texto completo de evento I Interpreting ASME limits and philosophy in FEA of pressure vessel parts
77 1995 05862 Texto completo de evento I ASME limits and contradictions in the finite element analyses of pressure vessels
78 1995 05864 Texto completo de evento I Stress assessment of a component using 3D finite element models
79 1995 05867 Texto completo de evento I Evaluation of the overall collapse of a ring-stiffened cylindrical shell
80 1995 05870 Texto completo de evento I Stress analysis of cylindrical vessel support saddles
81 1995 05871 Texto completo de evento I PWR pressure vessel stress analysis with axisymmetric model and hormonic loading
82 1995 05872 Texto completo de evento I Stress analysis of a reinforced horizontal cylindrical pressure vessel resting on saddles
83 1995 05873 Texto completo de evento I Stress analyses of the internals of a research PWR vessel. A general overview
84 1995 05874 Texto completo de evento I Stress analysis of a research PWR pressure vessel. A general description
85 1994 05599 Texto completo de evento N Analise termica de corpos de prova de impacto tipo Charpy com detalhe em V
86 1994 05603 Texto completo de evento N Analise de frequencias de um tanque engastado na base com consideracao da interacao fluido-estrutura e sloshing
87 1994 05605 Texto completo de evento N Mecanica da fratura na industria nuclear. Aplicacoes e recomendacoes da norma ASME
88 1994 05732 Texto completo de evento N Analise de tensoes em tubulacoes: comparacao entre modelos com elementos finitos de tubo e de casca fina
89 1994 05733 Texto completo de evento I Aspects of design and stress classification of a PWR support structure
90 1994 05734 Texto completo de evento N Analise de uma tubulacao com modelos de elementos finitos de tubo e de casca fina
91 1994 05735 Texto completo de evento N Analise sismica de um tanque engastado na base com consideracao da interacao fluido-estrutura
92 1994 05777 Texto completo de evento N Avaliacao de fadiga em componentes de vasos de pressao nucleares
93 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
94 1992 04522 Texto completo de evento I A 3-D model with superelements for dynamic analysis of a PWR vessel internals
95 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
96 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
97 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
98 1992 04528 Texto completo de evento N Avaliacao de tensoes em bocais de cascas esfericas
99 1992 04529 Texto completo de evento N Analise de tensoes na estrutura de suporte do vaso de pressao de um reator PWR
100 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
101 1992 04532 Texto completo de evento N Analise termo-estrutural do suporte do vaso de pressao de um reator PWR
102 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 no Repositório Digital/IPEN
18/10/2017 08:19:27
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. Mplo. Inter. Nac. Inter. Nac.
Total 5 2 52 39 1 1 1 1 102
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