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 : 52 28/11/2024 04:43:26
Seq	Ano	Ipen_doc	Tipo	Circ.	Título
1	2024	30577	Texto completo de evento	Internacional	Study of the renewed pipework of the TR-1B Cooling Tower of the IEA-R1 RR
2	2022	28646	Relatório técnico	Nacional	Análise de tensões do suporte "SP-22"
3	2022	29551	Artigo de periódico	Nacional	IEA-R1 renewed primary system pump B1-B nozzles stress analysis
4	2021	28230	Texto completo de evento	Internacional	IEAR1 renewed primary system pump B1B nozzles stress analysis
5	2021	28645	Relatório técnico	Nacional	Avaliação estrutural das tubulações de conexão com a nova bomba B1-B do circuito primário do IEA-R1
6	2020	27482	Relatório técnico	Nacional	Análise de tensões dos bocais da Nova Bomba B1-B do Circuito Primário do reator IEA-R1
7	2019	26369	Texto completo de evento	Internacional	Structural assessment of pressurizer V-102 of the circuit Orquídea
8	2019	26370	Texto completo de evento	Internacional	Structural integrity analysis of the heavy water reflector tanks of the IPEN/MB-01 Reactor
9	2018	24912	Relatório técnico	Nacional	Avaliação estrutural dos tanques de água pesada do reator nuclear de pesquisa IPEN/MB-01
10	2018	24915	Relatório técnico	Nacional	Circuito Orquídea: avaliação estrutural do tanque de armazenamento / desaerador V-101
11	2018	24916	Relatório técnico	Nacional	Circuito Orquídea: avaliação estrutural do pressurizador V-102
12	2017	24028	Texto completo de evento	Internacional	Structural evaluation of IEA-R1 primary system pump nozzles
13	2017	24608	Resumo de eventos científicos	Internacional	IEA-R1 renewed primary coolant piping system stress analysis
14	2017	24609	Resumo de eventos científicos	Internacional	Refurbishment of the IEA-R1 primary coolant system piping supports
15	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
16	2015	21008	Texto completo de evento	Internacional	Refurbishment of the IEA-R1 primary coolant system piping supports
17	2015	21009	Texto completo de evento	Internacional	IEA-R1 renewed primary coolant piping system stress analysis
18	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
19	2015	21209	Relatório técnico	Nacional	Cálculo da área de reforço das ramificações da tubulação do Circuito Primário do IEA-R1
20	2015	21210	Relatório técnico	Nacional	Cálculo das soldas da tubulação substituida do Circuito Primario do IEA-R1
21	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
22	2015	21441	Relatório técnico	Nacional	Análise de tensões dos bocais da piscina, bombas e equipamentos conectados na tubulação do circuito primário do IEA-R1
23	2015	21442	Relatório técnico	Nacional	Análise de tenssões das tubulações do circuito primário do IER-R1 na condição "As Built"
24	2015	21443	Relatório técnico	Nacional	Análise de tensões dos suportes da tubulação do circuito primário do IEA-R1 na condição "as Built"
25	2014	21207	Relatório técnico	Nacional	Inspeção visual dos trechos da tubulção do Circuito Primário do Reator IEA-R1 que não foram trocados
26	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
27	2013	19458	Texto completo de evento	Internacional	IEA-R1 primary and secondary coolant piping systems coupled stress analysis
28	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
29	2011	16968	Texto completo de evento	Internacional	A CFD model for the IEA-R1 reactor heat exchanger inlet nozzle flow
30	2011	17030	Texto completo de evento	Internacional	ASME stress linearization and classification of a WYE piping junction
31	2011	17035	Texto completo de evento	Internacional	ASME stress linearization and classification - A discussion based on a case study
32	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
33	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
34	2010	16134	Texto completo de evento	Internacional	Assessmnet of a heat exchanger inlet nozzle flow using ANSYS-CFX
35	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
36	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
37	2009	14608	Texto completo de evento	Internacional	Valve certification - fabrication and design aspects: A practical example
38	2009	15298	Texto completo de evento	Internacional	An approach for the design of closure boltz of spent fuel elements transportation packages
39	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
40	2009	15303	Texto completo de evento	Internacional	Nuclear research reactor IEA-R1 heat exchanger inlet nozzle flow - a preliminary study
41	2008	13448	Texto completo de evento	Internacional	Nonlinear issues on the numerical simulations of the 9 meter drop test of a transportation package
42	2008	13472	Texto completo de evento	Nacional	Avaliacao estrutural de pecas de tubulacao tipo Y, conforme o codigo ASME, section VIII, division 2
43	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
44	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
45	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
46	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
47	2007	12177	Texto completo de evento	Internacional	Structural analysis of items in the pressure boundary of the IEA-R1 research reactor heat exchanger
48	2007	12357	Texto completo de evento	Internacional	Analise estrutural da placa matriz suporte do nucleo do reator nuclear de pesquisa IEA-R1
49	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
50	2006	12690	Resumo de eventos científicos	Internacional	A 9m drop test simulation of a dual purpose cask for nuclear research reactor spent fuel elements
51	2005	10861	Texto completo de evento	Internacional	Structural drop test simulation of a cask for spent fuel elements from nuclear research reactors
52	1980	01427	Dissertação	Nacional	Simulacao de acidentes de reatividade no reator tipo HTGR Fort Saint Vrain