INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES
Repositório Digital da Produção Técnico Científica Biblioteca Terezine Arantes Ferraz |
GERSON FAINER INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES |
Variações do nome do autor constantes no Repositório Digital/IPEN e a respectiva quantidade |
FAINER, GERSON ( 45 ) |
FAINER, G. ( 6 ) |
Publicações do autor GERSON FAINER depositadas no Repositório Digital/IPEN - Total : 51 07/10/2024 20:42:38 | |||||
Seq | Ano | Ipen_doc | Tipo | Circ. | Título |
1 | 2022 | 28646 | Relatório técnico | Nacional | Análise de tensões do suporte "SP-22" |
2 | 2022 | 29551 | Artigo de periódico | Nacional | IEA-R1 renewed primary system pump B1-B nozzles stress analysis |
3 | 2021 | 28230 | Texto completo de evento | Internacional | IEAR1 renewed primary system pump B1B nozzles stress analysis |
4 | 2021 | 28645 | Relatório técnico | Nacional | Avaliação estrutural das tubulações de conexão com a nova bomba B1-B do circuito primário do IEA-R1 |
5 | 2020 | 27482 | Relatório técnico | Nacional | Análise de tensões dos bocais da Nova Bomba B1-B do Circuito Primário do reator IEA-R1 |
6 | 2019 | 26369 | Texto completo de evento | Internacional | Structural assessment of pressurizer V-102 of the circuit Orquídea |
7 | 2019 | 26370 | Texto completo de evento | Internacional | Structural integrity analysis of the heavy water reflector tanks of the IPEN/MB-01 Reactor |
8 | 2018 | 24912 | Relatório técnico | Nacional | Avaliação estrutural dos tanques de água pesada do reator nuclear de pesquisa IPEN/MB-01 |
9 | 2018 | 24915 | Relatório técnico | Nacional | Circuito Orquídea: avaliação estrutural do tanque de armazenamento / desaerador V-101 |
10 | 2018 | 24916 | Relatório técnico | Nacional | Circuito Orquídea: avaliação estrutural do pressurizador V-102 |
11 | 2017 | 24028 | Texto completo de evento | Internacional | Structural evaluation of IEA-R1 primary system pump nozzles |
12 | 2017 | 24608 | Resumo de eventos científicos | Internacional | IEA-R1 renewed primary coolant piping system stress analysis |
13 | 2017 | 24609 | Resumo de eventos científicos | Internacional | Refurbishment of the IEA-R1 primary coolant system piping supports |
14 | 2016 | 22849 | Texto completo de evento | Nacional | 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 | Internacional | Refurbishment of the IEA-R1 primary coolant system piping supports |
16 | 2015 | 21009 | Texto completo de evento | Internacional | IEA-R1 renewed primary coolant piping system stress analysis |
17 | 2015 | 21208 | Relatório técnico | Nacional | 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 | Nacional | Cálculo da área de reforço das ramificações da tubulação do Circuito Primário do IEA-R1 |
19 | 2015 | 21210 | Relatório técnico | Nacional | Cálculo das soldas da tubulação substituida do Circuito Primario do IEA-R1 |
20 | 2015 | 21440 | Relatório técnico | Nacional | 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 | Nacional | Análise de tensões dos bocais da piscina, bombas e equipamentos conectados na tubulação do circuito primário do IEA-R1 |
22 | 2015 | 21442 | Relatório técnico | Nacional | Análise de tenssões das tubulações do circuito primário do IER-R1 na condição "As Built" |
23 | 2015 | 21443 | Relatório técnico | Nacional | Análise de tensões dos suportes da tubulação do circuito primário do IEA-R1 na condição "as Built" |
24 | 2014 | 21207 | Relatório técnico | Nacional | Inspeção visual dos trechos da tubulção do Circuito Primário do Reator IEA-R1 que não foram trocados |
25 | 2013 | 19446 | Texto completo de evento | Internacional | 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 | Internacional | IEA-R1 primary and secondary coolant piping systems coupled stress analysis |
27 | 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 |
28 | 2011 | 16968 | Texto completo de evento | Internacional | A CFD model for the IEA-R1 reactor heat exchanger inlet nozzle flow |
29 | 2011 | 17030 | Texto completo de evento | Internacional | ASME stress linearization and classification of a WYE piping junction |
30 | 2011 | 17035 | Texto completo de evento | Internacional | ASME stress linearization and classification - A discussion based on a case study |
31 | 2011 | 17122 | Texto completo de evento | Internacional | 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 | 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 |
33 | 2010 | 16134 | Texto completo de evento | Internacional | Assessmnet of a heat exchanger inlet nozzle flow using ANSYS-CFX |
34 | 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 |
35 | 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 |
36 | 2009 | 14608 | Texto completo de evento | Internacional | Valve certification - fabrication and design aspects: A practical example |
37 | 2009 | 15298 | Texto completo de evento | Internacional | An approach for the design of closure boltz of spent fuel elements transportation packages |
38 | 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 |
39 | 2009 | 15303 | Texto completo de evento | Internacional | Nuclear research reactor IEA-R1 heat exchanger inlet nozzle flow - a preliminary study |
40 | 2008 | 13448 | Texto completo de evento | Internacional | Nonlinear issues on the numerical simulations of the 9 meter drop test of a transportation package |
41 | 2008 | 13472 | Texto completo de evento | Nacional | Avaliacao estrutural de pecas de tubulacao tipo Y, conforme o codigo ASME, section VIII, division 2 |
42 | 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 |
43 | 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 |
44 | 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 |
45 | 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 |
46 | 2007 | 12177 | Texto completo de evento | Internacional | Structural analysis of items in the pressure boundary of the IEA-R1 research reactor heat exchanger |
47 | 2007 | 12357 | Texto completo de evento | Internacional | Analise estrutural da placa matriz suporte do nucleo do reator nuclear de pesquisa IEA-R1 |
48 | 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 |
49 | 2006 | 12690 | Resumo de eventos científicos | Internacional | A 9m drop test simulation of a dual purpose cask for nuclear research reactor spent fuel elements |
50 | 2005 | 10861 | Texto completo de evento | Internacional | Structural drop test simulation of a cask for spent fuel elements from nuclear research reactors |
51 | 1980 | 01427 | Dissertação | Nacional | 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 GERSON FAINER no Repositório Digital/IPEN 07/10/2024 20:42:40 | ||||||||||||||||||
Ano | Periódicos | Periódicos Resumos | Eventos Texto Completo | Eventos Resumos | Teses / Dissertações | Livros | Capítulos de Livros | Relatório Técnico | Iniciação Científica | Total | ||||||||
Inter. | Nac. | Inter. | Nac. | Inter. | Nac. | Inter. | Nac. | Mest. | Dout. | MP * | Inter. | Nac. | Inter. | Nac. | ||||
Total | 1 | 28 | 4 | 3 | 1 | 51 | ||||||||||||
2022 | 1 | 1 | 2 | |||||||||||||||
2021 | 1 | 1 | 2 | |||||||||||||||
2020 | 1 | 1 | ||||||||||||||||
2019 | 2 | 2 | ||||||||||||||||
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 | ||||||||||||||||
MP * - | de 2000 a 2012 - Mestrado Profissionalizante em Lasers em Odontologia a partir de 2022 - Mestrado Profissional em Tecnologia das Radiações em Ciências da Saúde |