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 : 125 28/11/2024 02:40:36
Seq	Ano	Ipen_doc	Tipo	Circ.	Título
1	2024	30683	Texto completo de evento	Internacional	A Small Punch Test device developed for low temperature tests with initial acceptance results
2	2023	30153	Resumo de eventos científicos	Internacional	Correlations of mechanical properties by SPT (Small Punch Test) and conventional tensile test for Al 6061 – T6
3	2022	29197	Resumo de eventos científicos	Internacional	The use of miniaturized samples to determine mechanical properties of materials
4	2021	28180	Texto completo de evento	Internacional	A review on the fatigue crack propagation in the threshold region
5	2021	28251	Texto completo de evento	Internacional	Numerical analysis of the small punch test for different theoretical materials
6	2021	28278	Texto completo de evento	Internacional	Small punch test devices in development at IPEN aiming to perform tests in RMB hot cells
7	2021	28279	Texto completo de evento	Internacional	Small punch tests with a recently developed device in IPEN
8	2021	28311	Relatório técnico	Nacional	Análise Estrutural Preliminar do Fundo da Piscina de Estocagem de Combustíveis Queimados do N03
9	2021	28312	Relatório técnico	Nacional	Análise Estrutural Preliminar da Solda Externa do Suporte M24
10	2019	26371	Texto completo de evento	Internacional	Monitoring of the ductile to brittle transition temperature of reactor pressure vessel steels by means of small specimens
11	2019	27683	Capítulo de livro	Internacional	Crack propagation in the threshold stress intensity region a short review
12	2018	24279	Relatório técnico	Nacional	Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Edifício de Tomada de Água de Refrigeração – UPC/1+2UQB
13	2018	24280	Relatório técnico	Nacional	Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Edifício Auxiliar do Reator - UKA
14	2018	24281	Relatório técnico	Nacional	Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Caixas de Passagem de Cabos - UBS
15	2018	24282	Relatório técnico	Nacional	Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Caixa de Coleta de Água de Serviço - UQM
16	2018	24283	Relatório técnico	Nacional	Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Câmara de Compensação de Água de Serviço para o PEB - UQZ
17	2018	24284	Relatório técnico	Nacional	Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Caixas de Passagem de Tubulação do PEB 1–5UPX
18	2018	24285	Relatório técnico	Nacional	Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Prédio UJB-UJE acima da cota +28.15m e Colunas
19	2017	23424	Relatório técnico	Nacional	Avaliação de falha de tubulação em teste hidrostático
20	2017	23425	Relatório técnico	Nacional	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
21	2017	23428	Relatório técnico	Nacional	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
22	2017	23429	Relatório técnico	Nacional	Corrosão de itens internos dos VORECONs
23	2017	24027	Texto completo de evento	Internacional	Recent advances on charpy specimen reconstitution techniques
24	2016	21768	Artigo de periódico	Internacional	Crack simulation models in variable amplitude loading - a review
25	2016	22415	Artigo de periódico	Internacional	Influence of the crack propagation rate in the obtaining opening and closing stress intensity factor by finite element method
26	2014	20139	Livro	Nacional	Mecânica da fratura na Industria nuclear
27	2013	19293	Texto completo de evento	Internacional	Average thermal stress in the Al+SiC compiste due to its manufacturing process
28	2013	19464	Texto completo de evento	Internacional	Analysis framework to calibrate a numerical model to simulate the thermal test of a 1:2 scale dual purpose cask under accident conditions
29	2011	11912	Artigo de periódico	Nacional	Influence of the model size in the numerical determination of the average thermal stresses in an MMC composite
30	2011	16591	Texto completo de evento	Internacional	Improvement on the numerical structural assessment of a half scale model of a nuclear spent fuel elements transportation package under 9m drop tests
31	2011	17030	Texto completo de evento	Internacional	ASME stress linearization and classification of a WYE piping junction
32	2011	17035	Texto completo de evento	Internacional	ASME stress linearization and classification - A discussion based on a case study
33	2011	17077	Texto completo de evento	Internacional	Testing of a transport cask for research reactor spent fuel
34	2011	17318	Texto completo de evento	Internacional	Influence of the model size in the numerical determination of the average thermal stresses in an MMC composite
35	2010	15673	Texto completo de evento	Nacional	Análises térmicas transiente e de queda livre de 9M de um modelo em escala 1:2 de uma embalagem para transporte e armazenagem de combustíveis nucleares queimados
36	2009	14130	Texto completo de evento	Internacional	Angra 1 RPV and pressurizer ageing management programs
37	2009	14602	Texto completo de evento	Internacional	Thermal stresses in an Al+SiC composite due to the fabrication process
38	2009	14603	Texto completo de evento	Internacional	Statistical methods to access the structural integrity of steam generator tubing - Angra 1 practical example
39	2009	14605	Texto completo de evento	Internacional	Numerical and experimental structural assessment of a half scale model of a nuclear spent fuel elements transportation package under 9 m drop tests
40	2009	14606	Texto completo de evento	Internacional	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
41	2009	14608	Texto completo de evento	Internacional	Valve certification - fabrication and design aspects: A practical example
42	2009	14609	Texto completo de evento	Internacional	structural integrity and leaking assessment of Angra 1 steam generator tubing using statistical methods - past and present
43	2009	14636	Texto completo de evento	Internacional	Non-linear thermal stresses in an aluminium composite reinforced with SiC particles
44	2009	15298	Texto completo de evento	Internacional	An approach for the design of closure boltz of spent fuel elements transportation packages
45	2009	15299	Texto completo de evento	Internacional	Particles geometry influence in the thermal stress level in an SiC reinforced aluminium matrix composite considering the material non-linear behavior
46	2009	15300	Texto completo de evento	Internacional	Structural integrity and leakage assessment of Angra I steam generator using statistic methods
47	2009	15301	Texto completo de evento	Internacional	Transient thermal analysis of a 1:2 scale cask for research reactors nuclear spent fuel elements considering thermal contacts and irradiation
48	2008	13448	Texto completo de evento	Internacional	Nonlinear issues on the numerical simulations of the 9 meter drop test of a transportation package
49	2008	13472	Texto completo de evento	Nacional	Avaliacao estrutural de pecas de tubulacao tipo Y, conforme o codigo ASME, section VIII, division 2
50	2008	13473	Texto completo de evento	Nacional	Avaliacao do projeto de amortecedores de impacto para embalagens de transporte de elementos combustiveis irradiados de reatores nucleares de pesquisa
51	2008	13480	Texto completo de evento	Internacional	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
52	2008	13629	Texto completo de evento	Internacional	Numerical simulation of a 9m free drop test in a 1:2 scale model cask for spent fuel elements of nuclear research reactors
53	2007	12090	Texto completo de evento	Internacional	Structural assessment of the IEA-R1 research reactor core matrix plate under loads from a new pneumatic irradiation system
54	2007	12177	Texto completo de evento	Internacional	Structural analysis of items in the pressure boundary of the IEA-R1 research reactor heat exchanger
55	2007	12356	Texto completo de evento	Internacional	Avaliacao da integridade estrutural de tubos de gerador de vapor de usinas nucleares - um caso pratico
56	2007	12357	Texto completo de evento	Internacional	Analise estrutural da placa matriz suporte do nucleo do reator nuclear de pesquisa IEA-R1
57	2007	12720	Artigo de periódico	Internacional	Diseno de seguridad en compresor con COsub(2)
58	2007	13961	Texto completo de evento	Internacional	A 9m drop test simulation of a dual purpose cask for spent fuel elements of nuclear research reactors
59	2007	13962	Texto completo de evento	Internacional	Participation of research institutes in Angra's PLiM
60	2007	13968	Texto completo de evento	Internacional	Finite element analysis of a compressor housing used in high pressure refrigeration system
61	2006	12690	Resumo de eventos científicos	Internacional	A 9m drop test simulation of a dual purpose cask for nuclear research reactor spent fuel elements
62	2005	10836	Artigo de periódico	Nacional	Mathematical model predicts the elastic behavior of composites materials
63	2005	10861	Texto completo de evento	Internacional	Structural drop test simulation of a cask for spent fuel elements from nuclear research reactors
64	2004	09839	Texto completo de evento	Nacional	Efeitos da distribuicao aleatoria de particulas de SiC em matriz de aluminio e a resposta elastica e plastica do material composito
65	2004	10706	Texto completo de evento	Internacional	Numerical study of 3-D constraint effects in SE(B) specimens
66	2003	09842	Texto completo de evento	Internacional	Estudo comparativo de metodologias para obtencao do parametro inegral J atraves da analise por elementos finitos
67	2003	09843	Texto completo de evento	Nacional	Mathematical model of the function between particles distribution of SiC in aluminium matrix and the composite material resistance
68	2002	08564	Texto completo de evento	Internacional	Structural integrity assessment of steam generator tubes using a new EPRI statistical approach
69	2002	08570	Texto completo de evento	Nacional	Aplicacao do Metodo Monte Carlo na avaliacao da integridade estrutural de tubos de geradores de vapor de centrais nucleares de potencia
70	2001	07036	Texto completo de evento	Internacional	Characterizing the transition region of an A508 cl3 steel using small specimens by the reference temperature and the weak-link distances
71	2001	07618	Artigo de periódico	Internacional	Defining the confidence level in the reference temperature determination for a finite set of toughness
72	2001	07619	Artigo de periódico	Internacional	An application of the J-Q model for estimating cleavage stress in the brittle-to-ductile transition
73	2001	07633	Texto completo de evento	Nacional	A influencia da distribuicao de particulas de SiC nas tensoes termicas em compositos de matriz metalica
74	2001	07634	Texto completo de evento	Nacional	Different approaches for structural integrity assessment of PWR steam generator tubes
75	2000	06823	Texto completo de evento	Nacional	Curvas de confiabilidade na determinacao da Temperatura de Referencia de acos ferriticos, na transicao ductil-fragil
76	2000	06824	Texto completo de evento	Nacional	Distancias dos elos-mais-fracos ate a ponta da trinca - analise fractografica
77	2000	06827	Texto completo de evento	Nacional	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
78	2000	06829	Texto completo de evento	Nacional	Medidas experimentais de tenacidade a clivagem com corpos de prova pequenos na regiao de transicao e obtencao da Curva Mestra
79	2000	06830	Texto completo de evento	Nacional	Distancias rsub (wl) dos elos-mais-fracos ate a ponta da trinca por observacao fractografica: comparacao com valores teoricos
80	1999	06630	Tese	Nacional	Obtencao da tensao de clivagem e nivel de confiabilidade na determinacao da temperatura de referencia de acos ferriticos na transicao .Abordagem numerica experimental
81	1999	06670	Texto completo de evento	Nacional	Avaliacao experimental da integral J em acos de uso estrutural - novos procedimentos e metodologias
82	1999	06672	Texto completo de evento	Internacional	Accuracy in the Tsub(o) determination: Numerical versus experimental results
83	1999	06764	Capítulo de livro	Internacional	Accuracy in the Tsub(o) determination: Numerical versus experimental results
84	1998	06755	Texto completo de evento	Internacional	Specimen number requirements for Tsub(o) accuracy
85	1998	06757	Texto completo de evento	Internacional	Estimating cleavage stress for ferritic steels from measured Jc values in the transition region
86	1997	04981	Texto completo de evento	Nacional	Behavior prediction in the ductile-to-brittle transition. Part II: Cleavage stress estimation
87	1997	04982	Texto completo de evento	Nacional	Behavior prediction in the ductile-to-brittle transition. Part I: An overview
88	1997	06131	Texto completo de evento	Nacional	Influence of the number of specimens in the Reference Temperature determination: The Monte-Carlo approach
89	1997	06132	Texto completo de evento	Nacional	Influence of the number of specimens in the Reference Temperature determination - Initial approach
90	1997	06756	Texto completo de evento	Internacional	An application of the J-Q model for estimating cleavage stress in the brittle to ductile transition
91	1996	02928	Texto completo de evento	Internacional	Collapse of a ring-stiffened cylindrical shell under external hydrostatic pressure-comparison between FEA and analytical formulae
92	1996	02992	Texto completo de evento	Nacional	Sobre o metodo das funcoes de ponderacao na determinacao do fator de intensidade de tensoes K
93	1996	03630	Texto completo de evento	Nacional	On the allowable loads of nuclear component using different stress assessment and stress classification
94	1996	03863	Texto completo de evento	Nacional	Sobre o metodo das funcoes de ponderacao na determinacao de K
95	1996	04091	Texto completo de evento	Internacional	Evaluation of the collapse pressures of a ringstiffened cylindrical shell under external hydrostatic pressure using code formulations and FEA
96	1995	02722	Texto completo de evento	Nacional	Investigating ASME allowable loads with finite element analyses
97	1995	02723	Texto completo de evento	Nacional	Verificacao de tensoes em um vaso de pressao nuclear com carregamentos nao axissimetricos
98	1995	05859	Texto completo de evento	Internacional	On the stress assessment and verification of 3D finite element models
99	1995	05860	Texto completo de evento	Internacional	Interpreting ASME limits and philosophy in FEA of pressure vessel parts
100	1995	05862	Texto completo de evento	Internacional	ASME limits and contradictions in the finite element analyses of pressure vessels
101	1995	05864	Texto completo de evento	Internacional	Stress assessment of a component using 3D finite element models
102	1995	05867	Texto completo de evento	Internacional	Evaluation of the overall collapse of a ring-stiffened cylindrical shell
103	1995	05870	Texto completo de evento	Internacional	Stress analysis of cylindrical vessel support saddles
104	1995	05871	Texto completo de evento	Internacional	PWR pressure vessel stress analysis with axisymmetric model and hormonic loading
105	1995	05872	Texto completo de evento	Internacional	Stress analysis of a reinforced horizontal cylindrical pressure vessel resting on saddles
106	1995	05873	Texto completo de evento	Internacional	Stress analyses of the internals of a research PWR vessel. A general overview
107	1995	05874	Texto completo de evento	Internacional	Stress analysis of a research PWR pressure vessel. A general description
108	1994	05599	Texto completo de evento	Nacional	Analise termica de corpos de prova de impacto tipo Charpy com detalhe em V
109	1994	05603	Texto completo de evento	Nacional	Analise de frequencias de um tanque engastado na base com consideracao da interacao fluido-estrutura e sloshing
110	1994	05605	Texto completo de evento	Nacional	Mecanica da fratura na industria nuclear. Aplicacoes e recomendacoes da norma ASME
111	1994	05732	Texto completo de evento	Nacional	Analise de tensoes em tubulacoes: comparacao entre modelos com elementos finitos de tubo e de casca fina
112	1994	05733	Texto completo de evento	Internacional	Aspects of design and stress classification of a PWR support structure
113	1994	05734	Texto completo de evento	Nacional	Analise de uma tubulacao com modelos de elementos finitos de tubo e de casca fina
114	1994	05735	Texto completo de evento	Nacional	Analise sismica de um tanque engastado na base com consideracao da interacao fluido-estrutura
115	1994	05777	Texto completo de evento	Nacional	Avaliacao de fadiga em componentes de vasos de pressao nucleares
116	1993	05274	Texto completo de evento	Nacional	Determinacao da amplificacao na base dos MABs devido a uma carga impulsiva postulada na base de um reator nuclear tipo PWR
117	1992	04522	Texto completo de evento	Internacional	A 3-D model with superelements for dynamic analysis of a PWR vessel internals
118	1992	04525	Texto completo de evento	Nacional	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
119	1992	04526	Texto completo de evento	Nacional	Analise dinamica dos internos de um reator nuclear PWR utilizando superelementos em um modelo 3-D integrado. Parte 2: testes dinamicos e analise sismica
120	1992	04527	Texto completo de evento	Nacional	Non-linear analysis of a closure manway using spiral wound gasket with metal-metal contact and a new geometry approach
121	1992	04528	Texto completo de evento	Nacional	Avaliacao de tensoes em bocais de cascas esfericas
122	1992	04529	Texto completo de evento	Nacional	Analise de tensoes na estrutura de suporte do vaso de pressao de um reator PWR
123	1992	04531	Texto completo de evento	Nacional	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
124	1992	04532	Texto completo de evento	Nacional	Analise termo-estrutural do suporte do vaso de pressao de um reator PWR
125	1991	04145	Texto completo de evento	Nacional	Resposta dinamica do vaso de pressao de Angra I sujeito a um acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura