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

 

Publicações do autor   GAIANE SABUNDJIAN    depositadas no Repositório Digital/IPEN - Total : 213 28/11/2024 04:49:27
Seq	Ano	Ipen_doc	Tipo	Circ.	Título
1	2024	30534	Texto completo de evento	Internacional	Study of Organizational Management through measures of implicit and explicit associations to demonstrate the need and possibilities for innovation in public and private management
2	2024	30535	Texto completo de evento	Internacional	Environmental costs of nuclear reactors
3	2024	30537	Texto completo de evento	Internacional	Virtual visit to research reactor IPEN/MB-01
4	2024	30550	Texto completo de evento	Internacional	Development of a prototype ROV for underwater inspections in the IEA-R1 reactor pool
5	2024	30576	Texto completo de evento	Internacional	Risk analysis in the installation of small modular reactors in energy poor regions in Brazil
6	2024	30645	Texto completo de evento	Internacional	Study on thermal treatment options for TLD-100 thermoluminescent dosimeters
7	2024	30711	Texto completo de evento	Internacional	Preliminary study to propose a PWR Small Modular Reactor for a Nuclear Powered Submarine
8	2023	29987	Iniciação Científica	Nacional	Desenvolvimento de visita virtual para divulgação científica e ensino de tecnologia nuclear
9	2023	30242	Artigo de periódico	Internacional	RELAP5 code theoretical simulation of the experiment of natural circulation STAR
10	2023	30302	Texto completo de evento	Nacional	Construção de ambiente virtual para divulgação científica
11	2023	30303	Texto completo de evento	Nacional	A plataforma arduino no controle de motores de um drone subaquático nuclear
12	2023	30304	Texto completo de evento	Nacional	A importância do cálculo de custos ambientais para a tomada de decisões energéticas sustentáveis
13	2023	30305	Texto completo de evento	Nacional	Construção de um ambiente virtual do reator nuclear de pesquisa IPEN-MB/01
14	2022	28644	Relatório técnico	Nacional	Análise de viabilidade do emprego de Reatores Modulares Pequenos (Small Modular Reactors – SMR) no Brasil
15	2022	29115	Artigo de periódico	Nacional	Consequence analysis of a Station Blackout in Brazilian nuclear power plant Angra 2
16	2022	29117	Artigo de periódico	Nacional	PLATAGAM
17	2022	29142	Artigo de periódico	Nacional	Comparison of 18F-FDG, 68Ga-PSMA-11 and 18F-PSMA-1007 in PET for prostate cancer
18	2022	29282	Iniciação Científica	Nacional	Levantamento de dados do número de casos de câncer fatal e não fatal da população IOE do IPEN
19	2022	29283	Iniciação Científica	Nacional	O ensino da tecnologia nuclear por meio de visitação virtual em instalações de irradiação de alimentos realizada no IPEN - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares
20	2021	27932	Artigo de periódico	Nacional	Small break loss of coolant accident of 200 cm² in cold leg of primary loop of Angra2 nuclear power reactor evaluation
21	2021	27999	Capítulo de livro	Internacional	Calculation of the dose for public individuals due to a severe accident at the Angra 2 nuclear plant, Brazil
22	2021	28155	Artigo de periódico	Nacional	Panorama mundial das pesquisas com robôs subaquáticos remotamente operados (ROV)
23	2021	28184	Texto completo de evento	Internacional	Analysis of the application of remotely operated underwater vehicles in nuclear power plants
24	2021	28195	Texto completo de evento	Internacional	Comparison of 18F-FDG and 68-PSMA-11 in PET for prostate cancer diagnosis
25	2021	28246	Texto completo de evento	Internacional	Metodologia para elaboração de um banco de dados baseado nos números de casos de câncer fatal e não fatal da população IOE de instalações radioativas
26	2021	28268	Texto completo de evento	Internacional	RELAP5 code simulation of the Angra2 pressurizer surge line accident
27	2021	28294	Texto completo de evento	Internacional	Visita virtual ao CETER - Centro de Tecnologia das Radiações - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares
28	2021	28295	Texto completo de evento	Internacional	Whole body dose due to station blackout at Angra 2 nuclear power plant
29	2021	28306	Texto completo de evento	Internacional	PLATAGAM
30	2021	28762	Texto completo de evento	Nacional	Viabilidade econômica e ambiental do uso de hidrogênio como vetor energético para transportes públicos urbanos
31	2021	28763	Texto completo de evento	Nacional	Jogos digitais e realidade virtual como material didático
32	2020	27183	Artigo de periódico	Internacional	Total and partial loss of coolant experiments in an instrumented fuel assembly of IEA-R1 research reactor
33	2020	27242	Artigo de periódico	Internacional	Análise do acidente de perda de refrigerante primário devido a quebra da linha de surto do pressurizador da usina nuclear Angra 2
34	2020	27522	Iniciação Científica	Nacional	Desenvolvimento do pós-processador matemático para o software Free-IAT
35	2019	25873	Artigo de periódico	Nacional	Educação ambiental e sustentabilidade
36	2019	26188	Texto completo de evento	Internacional	Sustainability
37	2019	26225	Texto completo de evento	Internacional	Study of the demand-supply for radiopharmaceuticals in IPEN
38	2019	26325	Texto completo de evento	Internacional	Pós-processador matemático para o software de teste de associação implicita – FreeIAT
39	2019	26326	Texto completo de evento	Internacional	Análise teórico/experimental do fenômeno de circulação natural no circuito de circulação natural do IPEN
40	2019	26331	Texto completo de evento	Internacional	The development of a multisensory program for the dissemination of the beneficial applications of the nuclear technology
41	2019	26338	Texto completo de evento	Internacional	Neuroscience technique applied to the medical diagnostic support system
42	2019	26345	Texto completo de evento	Internacional	An Angra 2 LBLOCA simulation model for RELAP5MOD3.3 code with uncertainty analysis
43	2019	26352	Texto completo de evento	Internacional	Virtual visit to nuclear research reactor IEA-R1
44	2019	26353	Texto completo de evento	Internacional	Virtual Reality tools for goods, food and beverage irradiation at IPEN's facilities as a nuclear technology teaching motivation
45	2019	26373	Texto completo de evento	Internacional	MELCOR simulation of a severe accident scenario derived from a small break loca in a typical PWR with passive autocatalytic recombiners
46	2019	26380	Texto completo de evento	Internacional	RELAP5 code simulation of the small break loss of coolant accident of 80 cm² in the cold leg of Angra2 primary loop
47	2019	26381	Texto completo de evento	Internacional	Small break loss of coolant accident of 200 cm² in cold leg of primary loop of ANGRA 2 nuclear power reactor evaluation
48	2019	26382	Texto completo de evento	Internacional	The cross sections obtained by the serpent code and formatting the input data for the PARCS code using the GenPMAXS code
49	2019	26388	Texto completo de evento	Internacional	Analysis of the protective actions in the Emergency Planning Zones (EPZs) in the Angra dos Reis region through the calculation of the dose for public individuals due to a severe accident at the Angra 2 Nuclear Plant
50	2019	26504	Artigo de periódico	Nacional	Simulation of a severe accident at a typical PWR due to break of a hot leg ECCS injection line using MELCOR code
51	2019	26677	Artigo de periódico	Internacional	Pixel-position-based lossless image compression algorithm
52	2018	24758	Artigo de periódico	Internacional	Classification of natural circulation two-phase flow image patterns based on self-organizing maps of full frame DCT coefficients
53	2018	24784	Artigo de periódico	Internacional	Hierarchical expansion method in the solution of the Navier-Stokes Equations for incompressible fluids in laminar two-dimensional flow
54	2018	25067	Artigo de periódico	Nacional	Simulação de um SBLOCA em Angra 2 com o RELAP5
55	2018	25070	Artigo de periódico	Internacional	A neuroscience-based methodology to identify the implicit associations of brazilian science teachers towards nuclear technology
56	2018	25120	Artigo de periódico	Internacional	Comparative study of methodologies for measuring corporate social responsibility
57	2018	25153	Artigo de periódico	Internacional	Uncertainty calculation in small break LOCA in the emergency core cooling system connected to the hot leg of Angra 2 nuclear power plant
58	2018	25154	Artigo de periódico	Internacional	A panoramic view of nuclear science and technology education worldwide
59	2018	25180	Iniciação Científica	Nacional	Experimento de circulação natural
60	2018	25517	Texto completo de evento	Internacional	BEPU and licensing of nuclear power plants
61	2018	25715	Artigo de periódico	Internacional	Containment pressure analysis methodology during a LBLOCA with COCOSYS code
62	2017	23156	Artigo de periódico	Internacional	Assessment of RELAP5 matrix solvers for a two-phase natural circulation loop
63	2017	23159	Artigo de periódico	Internacional	Application of the hierarchical functions expansion method for the solution of the two dimensional navier-stokes equations for compressible fluids in high velocity
64	2017	23821	Texto completo de evento	Internacional	BEPU-FSAR: a new paradigm in nuclear reactor safety
65	2017	24003	Texto completo de evento	Internacional	Comparison between RELAP5 versions for a two-phase natural circulation analysis
66	2017	24004	Texto completo de evento	Internacional	Development and application of the PCRELAP5 – Data Calculation Program for RELAP 5 Code
67	2017	24018	Texto completo de evento	Internacional	Study of the economic viability of the innovative nuclear reactor SMART in Brazil
68	2017	24022	Texto completo de evento	Internacional	PCRELAP5 - a visual graphic preprocessor for RELAP5
69	2017	24024	Texto completo de evento	Internacional	Simulation of a severe accident at a typical PWR due to break of a hot leg ECCS line using melcor code
70	2017	24025	Texto completo de evento	Internacional	Containment pressure analysis methodology during a LBLOCA with iteration between RELAP5 and COCOSYS
71	2017	24026	Texto completo de evento	Internacional	Identification of flow regimes and heat transfer modes in ANGRA2 core during the simulation of the small break loss of coolant accident of 250 cm2 in the cold leg of primary loop using RELAP5 code
72	2017	24032	Texto completo de evento	Internacional	BEPU-FSAR: establishing a background for extension of nuclear thermal hydraulic principles to non thermal-hydraulic code
73	2017	24105	Texto completo de evento	Internacional	Study on fatal and nonfatal cancer cases occured in different regions of São Paulo city
74	2017	24178	Texto completo de evento	Internacional	Neuroscience applied to nuclear energy teaching
75	2017	24578	Resumo de eventos científicos	Internacional	Experiments of loss of coolant in the IEA-R1 reactor
76	2017	24614	Resumo de eventos científicos	Internacional	A CFD numerical model for the flow distribution in a MTR fuel element
77	2017	25021	Texto completo de evento	Internacional	The use of a neuroscience-based methodology to demystify and teach about the benefits of the nuclear field
78	2016	22753	Relatório técnico	Nacional	Simulação de acidentes básicos de projeto, LBLOCAs, em Angra 2 com o código RELAP5
79	2016	22759	Relatório técnico	Nacional	Simulação de acidentes básicos de projeto, LBLOCAs, em Angra 2 com o código RELAP5
80	2016	22808	Texto completo de evento	Internacional	Application of Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) methodology in a Final Safety Analysis Report (FSAR) of a generic plant
81	2016	23030	Artigo de periódico	Nacional	Simulação do acidente de perda de refrigerante na linha do sistema de resfriamento de emergência do núcleo conectada à perna fria do circuito primário de ANGRA 2
82	2016	23959	Artigo de periódico	Internacional	Proposal for systematic application of BEPU in the licensing process of nuclear power plants
83	2015	20797	Texto completo de evento	Internacional	Thermophysical characterization of Alsub(2)Osub(3) and ZrOsub(2) nanofluids as emergency cooling fluids of future generations of nuclear reactors
84	2015	20980	Texto completo de evento	Internacional	A CFD numerical model for the flow distribution in a MTR fuel element
85	2015	21033	Texto completo de evento	Internacional	Methodology of a PWR containment analysis during a thermal-hydraulic accident
86	2015	21048	Texto completo de evento	Internacional	Conservative performance analysis of a PWR nuclear fuel rod using the FRAPCON code
87	2015	21060	Texto completo de evento	Internacional	Flow regimes and heat transfer modes identification in ANGRA 2 core, during small break in the primary loop with area of 100 cmsup(2), simulated with RELAP5 code
88	2015	21073	Texto completo de evento	Internacional	Self-organizing maps applied to two-phase flow on natural circulation loop studies
89	2015	21082	Texto completo de evento	Internacional	Simulation of the first step of the coupling of the PARCS/RELAP5 codes to ANGRA 2 facility
90	2015	21087	Texto completo de evento	Internacional	Data calculation program for RELAP 5 code
91	2015	21090	Texto completo de evento	Internacional	The development of a neuroscience-based methodology for the nuclear energy learning/teaching process
92	2015	21097	Texto completo de evento	Internacional	Using of BEPU methodology in a final safety analysis report
93	2015	21115	Texto completo de evento	Internacional	Commissioning of the star test section for experimental simulation of loss coolant accident using the EC-208 instrumented fuel assembly of the IEA-R1 reactor
94	2015	21136	Texto completo de evento	Internacional	Development of a theoretical model for measuring the perceived value of social responsability of IPEN
95	2015	21137	Texto completo de evento	Internacional	Characterization of physical properties of Alsub(2)Osub(3) and ZrOsub(2) nanofluids for heat transfer applications
96	2015	21153	Texto completo de evento	Internacional	Casos de cancer fatal e não fatal ocorridos nas diferentes regiões do municipio de São Paulo
97	2015	21352	Texto completo de evento	Internacional	Proposal of a BEPU-FSAR
98	2015	21355	Texto completo de evento	Internacional	Calculating the environmental cost of the nuclear power plants Angra 1, 2 and 3 using the program SIMPACTS
99	2015	26920	Artigo de periódico	Nacional	Levantamento bibliográfico sobre metodologias para elaboração de um banco de dados da saúde da população em casos de ocorrências de câncer
100	2014	20396	Texto completo de evento	Internacional	Levantamento bibliográfico sobre metodologias para eleboração de um banco de dados da saúde da população em casos de ocorrências de câncer
101	2014	20398	Texto completo de evento	Nacional	Simulação do acidente de perda de refrigerante na linha do sistema de resfriamento de emergência do núcleo, conectada à perna fria do circuito primário de ANGRA 2
102	2014	20663	Resumo de eventos científicos	Nacional	The analysis of ANGRA 2 Nuclear Power Plant Core during the for small break LOCAs in the top of the vessel, using RELAPS code
103	2014	21036	Texto completo de evento	Internacional	Calculation of economic viability and environmental costs of biomass from Dende oil for small communities of Brazilian Northeast Region
104	2013	19245	Texto completo de evento	Internacional	Calculation of economic viability and environmental coast of photovoltaic solar energy for the brazilian northeast regions
105	2013	19291	Texto completo de evento	Internacional	Study of socio environmental actions of Energy and Nuclear Research Institute of São Paulo (IPEN/CNEN-SP)
106	2013	19297	Texto completo de evento	Internacional	Nucler energy education scenario around the world
107	2013	19307	Texto completo de evento	Internacional	Risk analysis considering accident in nuclear reactors and oil refineries
108	2013	19308	Texto completo de evento	Internacional	The potential of nuclear energy to generate clean electric power in Brazil
109	2013	19453	Texto completo de evento	Internacional	Perspectives of heat transfer enhancements in nuclear reactors toward nanofluids applications
110	2013	19468	Texto completo de evento	Internacional	Test section for experimental simulation of loss of coolant accident in an instrumental fuel assembly irradiation in the IEA-R1 reactor
111	2013	19812	Texto completo de evento	Internacional	The behavior of ANGRA 2 nuclear power plant core for a small break LOCA simulated with RELAP5 code
112	2013	23878	Artigo de periódico	Nacional	Análise de risco considerando acidentes em reatores nucleares e refinarias de petróleo
113	2013	23885	Resumo de eventos científicos	Nacional	Heat transfer mode in the core of the Angra 2 nuclear power plant during small break loca obtained with RELAP5 code
114	2012	18093	Artigo de periódico	Internacional	A numerical and three-dimensional analysis of steady state rectangular natural circulation loop
115	2012	18189	Artigo de periódico	Internacional	Classification of natural circulation two-phase flow patterns using fuzzy inference on image analysis
116	2012	18190	Artigo de periódico	Internacional	Web-based post-processor for RELAP5: a development based on LabVIEW
117	2012	18200	Texto completo de evento	Nacional	Flow regime identification in natural circulation phenomenon using RELAP5 code
118	2012	18201	Texto completo de evento	Nacional	The behaviour of ANGRA 2 nuclear power plant core for a small break LOCA simulated with RELAP5 code
119	2012	18514	Texto completo de evento	Nacional	ANGRA 2 samll break loca flow regime identification through RELAP5 code
120	2012	19895	Artigo de periódico	Nacional	The awarebess if the functional and near population with the relation to the Research Nuclear Reactor IEA-R1
121	2012	19896	Artigo de periódico	Nacional	Study of stress in nuclear area workers: silent enemy
122	2012	19897	Artigo de periódico	Nacional	Study of environmental coast to nuclear power plants using the program simpacts
123	2011	16846	Texto completo de evento	Internacional	Thermal hydraulics special theme for CFD codes thermal stratification experiments
124	2011	16852	Texto completo de evento	Internacional	Simulation of a refill/reflood experiment using the RELAP5 thermal-hydraulic code
125	2011	16868	Texto completo de evento	Internacional	Development of a labview web-based simulator for RELAP5
126	2011	16906	Texto completo de evento	Internacional	The awareness of the functional and near population with the relation to the research nuclear reactor IEA-R1
127	2011	16908	Texto completo de evento	Internacional	Study of stress in nuclear area workers: silent enemy
128	2011	16918	Texto completo de evento	Internacional	A RELAP5 study to identify flow regime in natural circulation phenomenon
129	2011	16968	Texto completo de evento	Internacional	A CFD model for the IEA-R1 reactor heat exchanger inlet nozzle flow
130	2011	16984	Texto completo de evento	Internacional	Study of the environmental costs to nuclear power plants using the program SIMPACTS
131	2011	17033	Texto completo de evento	Internacional	Estimative of core damage frequency in IPEN's IEA-R1 research reactor due to the initiating events of loss of low caused by channel blockage and loss of coolant caused by large rupture in the pipe of the primary circuit - PSA level 1
132	2011	17037	Texto completo de evento	Internacional	Frequency analysis for the thermal hydraulic characterization of a natural circulation circuit
133	2011	17112	Texto completo de evento	Internacional	Preliminary study of feasibility of using nuclear hydrogen in public transport in the metropolis of São Paulo
134	2011	17206	Texto completo de evento	Internacional	Development of a VBA macro-based spreadsheet application for RELAP5 data post-processing
135	2011	17556	Artigo de periódico	Internacional	Comparison between experimental data and numerical modeling for the natural circulation phenomenon
136	2010	16126	Texto completo de evento	Nacional	Análise teórico/experimental do fenômeno de circulação natural
137	2010	16127	Texto completo de evento	Nacional	Thermal hydraulic phenomenology in a natural circulation circuit
138	2010	16135	Texto completo de evento	Nacional	Study of the natural circulation phenomenon for nuclear reactors
139	2010	16191	Iniciação Científica	Nacional	Custo ambiental de fontes de energia
140	2010	16860	Texto completo de evento	Internacional	Study of the natural circulation phenomenon for nuclear reactors
141	2010	18834	Texto completo de evento	Internacional	Study of the natural circulation phenomenon for nuclear reactors
142	2009	14292	Iniciação Científica	Nacional	Analise teorica/experimental do fenomeno de circulacao natural
143	2009	14304	Iniciação Científica	Nacional	Calculo de custo ambiental de fontes de energia
144	2009	15250	Texto completo de evento	Internacional	Banco de dados para o calculo da viabilidade economica de fontes de energia para uma comunidade rural tipica da regiao Norte e Nordente do Brasil
145	2009	15273	Texto completo de evento	Internacional	Verification and validation of one dimensional models used in subcooled flow boiling analysis
146	2009	15276	Texto completo de evento	Internacional	Comparison between experimental data and numerical modeling for the natural circulation phenomenon
147	2009	15277	Texto completo de evento	Internacional	Thermal hydraulic phenomenology for the heating process in a natural circulation facility
148	2009	15279	Texto completo de evento	Internacional	Estimative of core damage frequency in IPEN'S IEA-R1 research reactor due to the initiating event of loss of coolant clauded by large rupture in the pipe of the primary circuit
149	2009	15394	Texto completo de evento	Internacional	Two-phase flow patterns recognition and parameters estimation through natural circulation test loop image analysis
150	2008	11398	Iniciação Científica	Nacional	Análise experimental do fenômeno de circulação natural em regime monofásico, com ênfase no aterramento do chassi
151	2008	13460	Texto completo de evento	Nacional	Analise teórico e experimental do fenômeno de circulação natural
152	2008	13599	Resumo de eventos científicos	Nacional	Analise experimental do fenomeno de circulacao natural em regime monofasico, com enfase no aterramento do chassi
153	2008	13627	Resumo de eventos científicos	Nacional	Viabilidade economica de fontes alternativas de energia e analise de sustentabilidade
154	2008	13914	Artigo de periódico	Nacional	Economic viability of alternative sources of energy for a typical community of the region north and northeast of Brazil
155	2008	22281	Iniciação Científica	Nacional	Viabilidade econômica de fontes alternativas de energia e análise de sustentabilidade
156	2007	12165	Texto completo de evento	Internacional	RELAP5 simulation for one and two-phase natural circulation phenomenon
157	2007	12183	Texto completo de evento	Internacional	Economic viability of alternative sources of energy for atypical community of the region north and northeast of Brazil
158	2007	12188	Texto completo de evento	Internacional	Preliminary study of probabilistic safety assessment level 1 for the IEA-R1 research reactor of the IPEN/CNEN
159	2007	12834	Artigo de periódico	Nacional	Preliminary study of probabilistic safety assessment level 1 for the IEA-R1 research reactor of the IPEN/CNEN
160	2006	11567	Texto completo de evento	Nacional	Analise experimental do fenomeno de circulacao natural
161	2006	22076	Iniciação Científica	Nacional	Análise experimental do fenômeno de circulação natural
162	2005	10613	Texto completo de evento	Internacional	Evaluation of fungal contamination in irradiated phytoterapic
163	2005	10640	Texto completo de evento	Internacional	Simulacao e analise do fenomeno de circulacao natural monofasica e bifasica no circuito experimental instalado na engenharia quimica POLI-USP, com o codigo RELAP5
164	2005	10644	Texto completo de evento	Internacional	Pre-processador para o codigo RELAP5, programa de analise de acidentes termo-hidraulicos de reatores nucleares, utilizando a ferramenta Microsoft MS-EXCEL
165	2005	10651	Texto completo de evento	Internacional	Simulacao de acidentes tipo LOCA em Angra 2 com o codigo RELAP5/MOD3.2
166	2005	10697	Texto completo de evento	Internacional	Modelagem do núcleo do reator IEA-R1 com o código RELAP5
167	2004	10054	Texto completo de evento	Internacional	Simulacao de um transitorio com escoamento monofasico em circulacao natural usando os programas 'Engineering Equation Solver' (EES) e RELAP5/MOD3.2
168	2004	10903	Texto completo de evento	Nacional	Simulacao de um acidente de perda de refrigerante por grande ruptura na perna quente de usina Angra-2 com o codigo RELAP5/MOD3.2.2G
169	2004	10905	Texto completo de evento	Internacional	Preliminary transient analysis for the IRIS reactor pressurizer with RELAP5/Mod3.3 code
170	2004	10965	Iniciação Científica	Nacional	Análise do fenômeno de circulação natural mono e bi-fásico no circuito experimental instalado na Engenharia Química/POLI-USP com código RELAP5
171	2003	09555	Texto completo de evento	Internacional	Fuel performance during in LBLOCA in Angra 1 Nuclear Power Plant
172	2003	09886	Texto completo de evento	Internacional	Simulacao de um acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura para Angra 2 com o codigo RELAP3/Mod3.2.2g
173	2002	08669	Texto completo de evento	Internacional	Simulacao de um acidente postulado de perda de refrigerante primario por pequena ruptura na Usina Angra-2 com o codigo RELAP 5/MOD3.2.2g
174	2002	09275	Texto completo de evento	Internacional	CNEN in the IRIS Project
175	2002	09298	Texto completo de evento	Internacional	Simulação de Angra 2 com o código RELAP5/MOD3.2.2G gamma version
176	2002	09327	Artigo de periódico	Nacional	Simulacao de um acidente postulado de perda de refrigerante primario por pequena ruptura na Usina Angra-2 com o codigo RELAP 5/MOD3.2.2g
177	2001	07046	Texto completo de evento	Internacional	Simulação do acidente postulado de parada das bombas do circuito primário de Angra 2 com o código RELAP5/MOD3.2
178	2001	07047	Texto completo de evento	Internacional	Modelagem do circuito primario de Angra 2 com o codigo RELAP5/MOD3.2.2G
179	2001	07118	Texto completo de evento	Internacional	Hierarchical expansion method in the solution of the Navier-Stokes equations for incompressible fluids in laminar two-dimensional flow
180	2000	07183	Texto completo de evento	Nacional	Aplicacao do metodo da expansao em funcoes hierarquicas na solucao das equacoes de Navier-Stokes para fluidos incompressiveis
181	2000	07912	Texto completo de evento	Internacional	Two-phase flow instabilities in a natural circulation rectangular loop
182	2000	08441	Texto completo de evento	Nacional	Simulacao de Angra 2 com o codigo RELAP5/MOD3.2.2 gamma version
183	1999	12431	Tese	Nacional	Aplicação do método da expansão em funções hierárquicas na solução das equações de Navier-stokes para fluidos incompressíveis
184	1997	05008	Texto completo de evento	Nacional	Analise do desempenho do combustivel durante uma APRPGR na usina nuclear de ANGRA-1
185	1993	02115	Texto completo de evento	Nacional	Estudo do comportamento do pressurizador do codigo RELAP4
186	1993	05256	Texto completo de evento	Nacional	Remolhamento de uma secao de testes tubular por injecao inferior de refrigerante. Resultados do grupo do IPEN-CNEN/SP
187	1992	04421	Texto completo de evento	Nacional	Calculos do pre e pos-testes do 3o. exercicio do problema padrao proposto para o experimento PMK-NVH-IAEA utilizando os codigos RELAP4/MOD5 e RELAP5/MOD1
188	1991	04042	Série Publicação IPEN	Nacional	Metodologia simplificada para analise da contencao de Angra 1
189	1991	04049	Série Publicação IPEN	Nacional	Consequencia da operacao das bombas de refrigeracao do reator durante um acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura
190	1991	04050	Série Publicação IPEN	Nacional	Comparacao entre os codigos RELAP5/MOD1 e TRAC-PD2 na simulacao da experiencia CANON
191	1991	04052	Série Publicação IPEN	Nacional	Interligacao do codigos FRAP-T, FRAPCON e RELAP-4 para analise de transientes e acidentes de varetas combustiveis de reatores de agua leve
192	1991	04053	Série Publicação IPEN	Nacional	Utilizacao da versao RELAP/4 MOD/5/SAS num acidente de perda de refrigerante primario na usina nuclear Angra 1
193	1991	04054	Série Publicação IPEN	Nacional	Comparacao dos resultados obtidos com os codigos RELAP4/MOD3 e RELAP4/MOD5 na simulacao da fase de despressurizacao do acidente de perda de refrigerante primario na Usina Nuclear de Angra 1
194	1991	04056	Série Publicação IPEN	Nacional	Utilizacao do programa RELAP4 no circuito experimental de agua do IPEN
195	1991	04057	Série Publicação IPEN	Nacional	Analise basica e comparacao das caracteristicas do GCFR e LMFBR com o ciclo do torio pela teoria de difusao em um grupo de energia
196	1991	04058	Série Publicação IPEN	Nacional	Analise da vareta combustivel de Angra 1 durante o acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura
197	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
198	1991	04159	Texto completo de evento	Nacional	Avaliacao dos codigos da linha RELAP para estimativa de fluxo de calor critico
199	1991	04621	Texto completo de evento	Nacional	Tema especial em fisica de reatores: TE/TH-2 resultaddos do grupo do (IPEN-CNEN/SP)
200	1990	03931	Texto completo de evento	Nacional	Analise da vareta combustivel de Angra-1 durante o acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura
201	1989	01773	Texto completo de evento	Nacional	Utilizacao do codigo RELAP 5/MOD 1 para simulacao de experiencia CANON
202	1989	01774	Texto completo de evento	Nacional	Utilizacao do codigo RELAP 4/MOD 3 e RELAP4/MOD5 para a simulacao de experiencia CANON
203	1989	03290	Texto completo de evento	Nacional	Interligacao dos codigos FRAP-T, FRAPCON e RELAP4 para analise de transientes e acidentes de varetas combustiveis de reator de agua leve
204	1989	03295	Texto completo de evento	Nacional	Comparacao dos resultados obtidos com os codigos RELAP4/MOD3 e RELAP4/MOD5 na simulacao da fase de despressurizacao do acidente de perda de refrigerante primario na Usina Nuclear de Angra 1
205	1988	01689	Texto completo de evento	Nacional	Metodologia simplificada para analise da contencao de Angra-I
206	1988	01727	Texto completo de evento	Nacional	Consequencia da operacao das bombas de refrigeracao do reator durante um acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura
207	1988	03126	Série Publicação IPEN	Nacional	Adaptacao do programa RELAP4/MOD5 ao sistema computacional do IPEN-CNEN/SP, cujas modificacoes deram origem a versao RELAP4/SAS/MOD5
208	1986	02408	Texto completo de evento	Nacional	Utilizacao da versao RELAP4/MOD5/SAS num acidente de perda de refrigerante primario na usina nuclear Angra I
209	1986	02409	Texto completo de evento	Nacional	Comparacao entre os codigos RELAP5/MOD1 e TRAC-PD2 na simulacao da experiencia CANON
210	1983	01415	Série Publicação IPEN	Nacional	Calculo neutronico com programas de transporte e de difusao em criticas moderadas a agua leve com combustivel de UO sub(2) enriquecido a 4,75 (porcento)
211	1983	05146	Texto completo de evento	Nacional	Utilizacao do programa RELAP4 no circuito experimental de agua do IPEN
212	1982	05134	Texto completo de evento	Nacional	Analise basica e comparacao das caracteristicas do GCFR e LMFBR no ciclo do torio pela tecnica de difusao em um grupo de energia
213	1981	01068	Dissertação	Nacional	Analise basica e comparacao das caracteristicas do GCFR e LMFBR com o ciclo do torio pela teoria de difusao em grupo de energia