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

 

Publicações do autor   GERSON FAINER    depositadas no Repositório Digital/IPEN - Total : 51 25/04/2024 00:35:54
Seq	Ano	Ipen_doc	Tipo	Circ.	Título
1	2022	28646	Relatório técnico	N	Análise de tensões do suporte "SP-22"
2	2022	29551	Artigo de periódico	N	IEA-R1 renewed primary system pump B1-B nozzles stress analysis
3	2021	28230	Texto completo de evento	I	IEAR1 renewed primary system pump B1B nozzles stress analysis
4	2021	28645	Relatório técnico	N	Avaliação estrutural das tubulações de conexão com a nova bomba B1-B do circuito primário do IEA-R1
5	2020	27482	Relatório técnico	N	Análise de tensões dos bocais da Nova Bomba B1-B do Circuito Primário do reator IEA-R1
6	2019	26369	Texto completo de evento	I	Structural assessment of pressurizer V-102 of the circuit Orquídea
7	2019	26370	Texto completo de evento	I	Structural integrity analysis of the heavy water reflector tanks of the IPEN/MB-01 Reactor
8	2018	24912	Relatório técnico	N	Avaliação estrutural dos tanques de água pesada do reator nuclear de pesquisa IPEN/MB-01
9	2018	24915	Relatório técnico	N	Circuito Orquídea: avaliação estrutural do tanque de armazenamento / desaerador V-101
10	2018	24916	Relatório técnico	N	Circuito Orquídea: avaliação estrutural do pressurizador V-102
11	2017	24028	Texto completo de evento	I	Structural evaluation of IEA-R1 primary system pump nozzles
12	2017	24608	Resumo de eventos científicos	I	IEA-R1 renewed primary coolant piping system stress analysis
13	2017	24609	Resumo de eventos científicos	I	Refurbishment of the IEA-R1 primary coolant system piping supports
14	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
15	2015	21008	Texto completo de evento	I	Refurbishment of the IEA-R1 primary coolant system piping supports
16	2015	21009	Texto completo de evento	I	IEA-R1 renewed primary coolant piping system stress analysis
17	2015	21208	Relatório técnico	N	Contrato IPEN x Work Industrial no. 5292 para a troca das tubulções e suportes do circuito primário do IEA-R1 - relatório de atividades
18	2015	21209	Relatório técnico	N	Cálculo da área de reforço das ramificações da tubulação do Circuito Primário do IEA-R1
19	2015	21210	Relatório técnico	N	Cálculo das soldas da tubulação substituida do Circuito Primario do IEA-R1
20	2015	21440	Relatório técnico	N	Avaliação do levantamento dimensional nas tubulações e suportes do circuito primário do IEA-R1 na condição "As Built", referente à reforma do contrato no. 5292
21	2015	21441	Relatório técnico	N	Análise de tensões dos bocais da piscina, bombas e equipamentos conectados na tubulação do circuito primário do IEA-R1
22	2015	21442	Relatório técnico	N	Análise de tenssões das tubulações do circuito primário do IER-R1 na condição "As Built"
23	2015	21443	Relatório técnico	N	Análise de tensões dos suportes da tubulação do circuito primário do IEA-R1 na condição "as Built"
24	2014	21207	Relatório técnico	N	Inspeção visual dos trechos da tubulção do Circuito Primário do Reator IEA-R1 que não foram trocados
25	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
26	2013	19458	Texto completo de evento	I	IEA-R1 primary and secondary coolant piping systems coupled stress analysis
27	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
28	2011	16968	Texto completo de evento	I	A CFD model for the IEA-R1 reactor heat exchanger inlet nozzle flow
29	2011	17030	Texto completo de evento	I	ASME stress linearization and classification of a WYE piping junction
30	2011	17035	Texto completo de evento	I	ASME stress linearization and classification - A discussion based on a case study
31	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
32	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
33	2010	16134	Texto completo de evento	I	Assessmnet of a heat exchanger inlet nozzle flow using ANSYS-CFX
34	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
35	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
36	2009	14608	Texto completo de evento	I	Valve certification - fabrication and design aspects: A practical example
37	2009	15298	Texto completo de evento	I	An approach for the design of closure boltz of spent fuel elements transportation packages
38	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
39	2009	15303	Texto completo de evento	I	Nuclear research reactor IEA-R1 heat exchanger inlet nozzle flow - a preliminary study
40	2008	13448	Texto completo de evento	I	Nonlinear issues on the numerical simulations of the 9 meter drop test of a transportation package
41	2008	13472	Texto completo de evento	N	Avaliacao estrutural de pecas de tubulacao tipo Y, conforme o codigo ASME, section VIII, division 2
42	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
43	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
44	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
45	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
46	2007	12177	Texto completo de evento	I	Structural analysis of items in the pressure boundary of the IEA-R1 research reactor heat exchanger
47	2007	12357	Texto completo de evento	I	Analise estrutural da placa matriz suporte do nucleo do reator nuclear de pesquisa IEA-R1
48	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
49	2006	12690	Resumo de eventos científicos	I	A 9m drop test simulation of a dual purpose cask for nuclear research reactor spent fuel elements
50	2005	10861	Texto completo de evento	I	Structural drop test simulation of a cask for spent fuel elements from nuclear research reactors
51	1980	01427	Dissertação	N	Simulacao de acidentes de reatividade no reator tipo HTGR Fort Saint Vrain