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

 

Publicações do autor   CARLOS ALEXANDRE DE JESUS MIRANDA    depositadas no Repositório Digital/IPEN - Total : 124 26/04/2024 20:18:24
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