INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES
Repositório Digital da Produção Técnico Científica
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Nome : GERSON FAINER

INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES
Currículo Lattes

Variações do nome do autor constantes no Repositório Digital/IPEN
FAINER, GERSON
FAINER, G.

 

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

 
Publicações do autor depositadas no Repositório Digital/IPEN - Total : 44
Seq Ano Ipen_doc Tipo Circ. Título
1 2018 24912 Relatório técnico N Avaliação estrutural dos tanques de água pesada do reator nuclear de pesquisa IPEN/MB-01
2 2018 24915 Relatório técnico N Circuito Orquídea: avaliação estrutural do tanque de armazenamento / desaerador V-101
3 2018 24916 Relatório técnico N Circuito Orquídea: avaliação estrutural do pressurizador V-102
4 2017 24028 Texto completo de evento I Structural evaluation of IEA-R1 primary system pump nozzles
5 2017 24608 Resumo de eventos científicos I IEA-R1 renewed primary coolant piping system stress analysis
6 2017 24609 Resumo de eventos científicos I Refurbishment of the IEA-R1 primary coolant system piping supports
7 2016 22849 Texto completo de evento N Avaliação estrutural de um suporte da tubulação do sistema de refrigeração do reator nuclear de pesquisa IPEN IEA-R1
8 2015 21008 Texto completo de evento I Refurbishment of the IEA-R1 primary coolant system piping supports
9 2015 21009 Texto completo de evento I IEA-R1 renewed primary coolant piping system stress analysis
10 2015 21208 Relat√≥rio t√©cnico N Contrato IPEN x Work Industrial no. 5292 para a troca das tubul√ß√Ķes e suportes do circuito prim√°rio do IEA-R1 - relat√≥rio de atividades
11 2015 21209 Relat√≥rio t√©cnico N C√°lculo da √°rea de refor√ßo das ramifica√ß√Ķes da tubula√ß√£o do Circuito Prim√°rio do IEA-R1
12 2015 21210 Relatório técnico N Cálculo das soldas da tubulação substituida do Circuito Primario do IEA-R1
13 2015 21440 Relat√≥rio t√©cnico N Avalia√ß√£o do levantamento dimensional nas tubula√ß√Ķes e suportes do circuito prim√°rio do IEA-R1 na condi√ß√£o "As Built", referente √† reforma do contrato no. 5292
14 2015 21441 Relat√≥rio t√©cnico N An√°lise de tens√Ķes dos bocais da piscina, bombas e equipamentos conectados na tubula√ß√£o do circuito prim√°rio do IEA-R1
15 2015 21442 Relat√≥rio t√©cnico N An√°lise de tenss√Ķes das tubula√ß√Ķes do circuito prim√°rio do IER-R1 na condi√ß√£o "As Built"
16 2015 21443 Relat√≥rio t√©cnico N An√°lise de tens√Ķes dos suportes da tubula√ß√£o do circuito prim√°rio do IEA-R1 na condi√ß√£o "as Built"
17 2014 21207 Relatório técnico N Inspeção visual dos trechos da tubulção do Circuito Primário do Reator IEA-R1 que não foram trocados
18 2013 19446 Texto completo de evento I Comparative study of design of piping supports class 1, 2 and 3 considering german code KTA and ASMEIII - NF
19 2013 19458 Texto completo de evento I IEA-R1 primary and secondary coolant piping systems coupled stress analysis
20 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
21 2011 16968 Texto completo de evento I A CFD model for the IEA-R1 reactor heat exchanger inlet nozzle flow
22 2011 17030 Texto completo de evento I ASME stress linearization and classification of a WYE piping junction
23 2011 17035 Texto completo de evento I ASME stress linearization and classification - A discussion based on a case study
24 2011 17122 Texto completo de evento I Structural analysis of the as-builted IEA-R1 primary coolant piping system using a complete three-dimensional model
25 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
26 2010 16134 Texto completo de evento I Assessmnet of a heat exchanger inlet nozzle flow using ANSYS-CFX
27 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
28 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
29 2009 14608 Texto completo de evento I Valve certification - fabrication and design aspects: A practical example
30 2009 15298 Texto completo de evento I An approach for the design of closure boltz of spent fuel elements transportation packages
31 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
32 2009 15303 Texto completo de evento I Nuclear research reactor IEA-R1 heat exchanger inlet nozzle flow - a preliminary study
33 2008 13448 Texto completo de evento I Nonlinear issues on the numerical simulations of the 9 meter drop test of a transportation package
34 2008 13472 Texto completo de evento N Avaliacao estrutural de pecas de tubulacao tipo Y, conforme o codigo ASME, section VIII, division 2
35 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
36 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
37 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
38 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
39 2007 12177 Texto completo de evento I Structural analysis of items in the pressure boundary of the IEA-R1 research reactor heat exchanger
40 2007 12357 Texto completo de evento I Analise estrutural da placa matriz suporte do nucleo do reator nuclear de pesquisa IEA-R1
41 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
42 2006 12690 Resumo de eventos científicos I A 9m drop test simulation of a dual purpose cask for nuclear research reactor spent fuel elements
43 2005 10861 Texto completo de evento I Structural drop test simulation of a cask for spent fuel elements from nuclear research reactors
44 1980 01427 Dissertação N Simulacao de acidentes de reatividade no reator tipo HTGR Fort Saint Vrain

Quadro resumo por ano e tipo de publicação gerada em tempo real a partir do registro dos dados do autor no Repositório Digital/IPEN
07/12/2019 02:07:21
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 25 4 3 1 44
2018 3 3
2017 1 2 3
2016 1 1
2015 2 7 9
2014 1 1
2013 2 2
2011 5 5
2010 1 1 2
2009 6 6
2008 3 2 5
2007 4 4
2006 1 1
2005 1 1
1980 1 1