INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES
Repositório Digital da Produção Técnico Científica
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Nome : GAIANE SABUNDJIAN

INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES
Currículo Lattes
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Variações do nome do autor constantes no Repositório Digital/IPEN
SABUNDJIAN, GAIANE
SABUNDJIAN, G.
SABUDJIAN, G.

 

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

 
Publicações do autor   GAIANE SABUNDJIAN    depositadas no Repositório Digital/IPEN - Total : 176
Seq Ano Ipen_doc Tipo Circ. Título
1 2021 27932 Artigo de periódico N Small break loss of coolant accident of 200 cm² in cold leg of primary loop of Angra2 nuclear power reactor evaluation
2 2021 27999 Capítulo de livro I Calculation of the dose for public individuals due to a severe accident at the Angra 2 nuclear plant, Brazil
3 2020 27183 Artigo de periódico I Total and partial loss of coolant experiments in an instrumented fuel assembly of IEA-R1 research reactor
4 2020 27242 Artigo de periódico I Análise do acidente de perda de refrigerante primário devido a quebra da linha de surto do pressurizador da usina nuclear Angra 2
5 2020 27522 Iniciação Científica N Desenvolvimento do pós-processador matemático para o software Free-IAT
6 2019 25873 Artigo de periódico N Educação ambiental e sustentabilidade
7 2019 26188 Texto completo de evento I Sustainability
8 2019 26225 Texto completo de evento I Study of the demand-supply for radiopharmaceuticals in IPEN
9 2019 26325 Texto completo de evento I P√≥s-processador matem√°tico para o software de teste de associa√ß√£o implicita ‚Äď FreeIAT
10 2019 26326 Texto completo de evento I An√°lise te√≥rico/experimental do fen√īmeno de circula√ß√£o natural no circuito de circula√ß√£o natural do IPEN
11 2019 26331 Texto completo de evento I The development of a multisensory program for the dissemination of the beneficial applications of the nuclear technology
12 2019 26338 Texto completo de evento I Neuroscience technique applied to the medical diagnostic support system
13 2019 26345 Texto completo de evento I An Angra 2 LBLOCA simulation model for RELAP5MOD3.3 code with uncertainty analysis
14 2019 26352 Texto completo de evento I Virtual visit to nuclear research reactor IEA-R1
15 2019 26353 Texto completo de evento I Virtual Reality tools for goods, food and beverage irradiation at IPEN's facilities as a nuclear technology teaching motivation
16 2019 26373 Texto completo de evento I MELCOR simulation of a severe accident scenario derived from a small break loca in a typical PWR with passive autocatalytic recombiners
17 2019 26380 Texto completo de evento I RELAP5 code simulation of the small break loss of coolant accident of 80 cm² in the cold leg of Angra2 primary loop
18 2019 26381 Texto completo de evento I Small break loss of coolant accident of 200 cm² in cold leg of primary loop of ANGRA 2 nuclear power reactor evaluation
19 2019 26382 Texto completo de evento I The cross sections obtained by the serpent code and formatting the input data for the PARCS code using the GenPMAXS code
20 2019 26388 Texto completo de evento I 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
21 2019 26504 Artigo de periódico N Simulation of a severe accident at a typical PWR due to break of a hot leg ECCS injection line using MELCOR code
22 2019 26677 Artigo de periódico I Pixel-position-based lossless image compression algorithm
23 2018 24758 Artigo de periódico I Classification of natural circulation two-phase flow image patterns based on self-organizing maps of full frame DCT coefficients
24 2018 24784 Artigo de periódico I Hierarchical expansion method in the solution of the Navier-Stokes Equations for incompressible fluids in laminar two-dimensional flow
25 2018 25067 Artigo de periódico N Simulação de um SBLOCA em Angra 2 com o RELAP5
26 2018 25070 Artigo de periódico I A neuroscience-based methodology to identify the implicit associations of brazilian science teachers towards nuclear technology
27 2018 25120 Artigo de periódico I Comparative study of methodologies for measuring corporate social responsibility
28 2018 25153 Artigo de periódico I Uncertainty calculation in small break LOCA in the emergency core cooling system connected to the hot leg of Angra 2 nuclear power plant
29 2018 25154 Artigo de periódico I A panoramic view of nuclear science and technology education worldwide
30 2018 25180 Iniciação Científica N Experimento de circulação natural
31 2018 25517 Texto completo de evento I BEPU and licensing of nuclear power plants
32 2018 25715 Artigo de periódico I Containment pressure analysis methodology during a LBLOCA with COCOSYS code
33 2017 23156 Artigo de periódico I Assessment of RELAP5 matrix solvers for a two-phase natural circulation loop
34 2017 23159 Artigo de periódico I Application of the hierarchical functions expansion method for the solution of the two dimensional navier-stokes equations for compressible fluids in high velocity
35 2017 23821 Texto completo de evento I BEPU-FSAR: a new paradigm in nuclear reactor safety
36 2017 24003 Texto completo de evento I Comparison between RELAP5 versions for a two-phase natural circulation analysis
37 2017 24004 Texto completo de evento I Development and application of the PCRELAP5 ‚Äď Data Calculation Program for RELAP 5 Code
38 2017 24018 Texto completo de evento I Study of the economic viability of the innovative nuclear reactor SMART in Brazil
39 2017 24022 Texto completo de evento I PCRELAP5 - a visual graphic preprocessor for RELAP5
40 2017 24024 Texto completo de evento I Simulation of a severe accident at a typical PWR due to break of a hot leg ECCS line using melcor code
41 2017 24025 Texto completo de evento I Containment pressure analysis methodology during a LBLOCA with iteration between RELAP5 and COCOSYS
42 2017 24026 Texto completo de evento I 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
43 2017 24032 Texto completo de evento I BEPU-FSAR: establishing a background for extension of nuclear thermal hydraulic principles to non thermal-hydraulic code
44 2017 24105 Texto completo de evento I Study on fatal and nonfatal cancer cases occured in different regions of S√£o Paulo city
45 2017 24178 Texto completo de evento I Neuroscience applied to nuclear energy teaching
46 2017 24578 Resumo de eventos científicos I Experiments of loss of coolant in the IEA-R1 reactor
47 2017 24614 Resumo de eventos científicos I A CFD numerical model for the flow distribution in a MTR fuel element
48 2017 25021 Texto completo de evento I The use of a neuroscience-based methodology to demystify and teach about the benefits of the nuclear field
49 2016 22753 Relatório técnico N Simulação de acidentes básicos de projeto, LBLOCAs, em Angra 2 com o código RELAP5
50 2016 22759 Relatório técnico N Simulação de acidentes básicos de projeto, LBLOCAs, em Angra 2 com o código RELAP5
51 2016 22808 Texto completo de evento I Application of Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) methodology in a Final Safety Analysis Report (FSAR) of a generic plant
52 2016 23030 Artigo de peri√≥dico N Simula√ß√£o do acidente de perda de refrigerante na linha do sistema de resfriamento de emerg√™ncia do n√ļcleo conectada √† perna fria do circuito prim√°rio de ANGRA 2
53 2016 23959 Artigo de periódico I Proposal for systematic application of BEPU in the licensing process of nuclear power plants
54 2015 20797 Texto completo de evento I Thermophysical characterization of Alsub(2)Osub(3) and ZrOsub(2) nanofluids as emergency cooling fluids of future generations of nuclear reactors
55 2015 20980 Texto completo de evento I A CFD numerical model for the flow distribution in a MTR fuel element
56 2015 21033 Texto completo de evento I Methodology of a PWR containment analysis during a thermal-hydraulic accident
57 2015 21048 Texto completo de evento I Conservative performance analysis of a PWR nuclear fuel rod using the FRAPCON code
58 2015 21060 Texto completo de evento I 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
59 2015 21073 Texto completo de evento I Self-organizing maps applied to two-phase flow on natural circulation loop studies
60 2015 21082 Texto completo de evento I Simulation of the first step of the coupling of the PARCS/RELAP5 codes to ANGRA 2 facility
61 2015 21087 Texto completo de evento I Data calculation program for RELAP 5 code
62 2015 21090 Texto completo de evento I The development of a neuroscience-based methodology for the nuclear energy learning/teaching process
63 2015 21097 Texto completo de evento I Using of BEPU methodology in a final safety analysis report
64 2015 21115 Texto completo de evento I 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
65 2015 21136 Texto completo de evento I Development of a theoretical model for measuring the perceived value of social responsability of IPEN
66 2015 21137 Texto completo de evento I Characterization of physical properties of Alsub(2)Osub(3) and ZrOsub(2) nanofluids for heat transfer applications
67 2015 21153 Texto completo de evento I Casos de cancer fatal e n√£o fatal ocorridos nas diferentes regi√Ķes do municipio de S√£o Paulo
68 2015 21352 Texto completo de evento I Proposal of a BEPU-FSAR
69 2015 21355 Texto completo de evento I Calculating the environmental cost of the nuclear power plants Angra 1, 2 and 3 using the program SIMPACTS
70 2015 26920 Artigo de peri√≥dico N Levantamento bibliogr√°fico sobre metodologias para elabora√ß√£o de um banco de dados da sa√ļde da popula√ß√£o em casos de ocorr√™ncias de c√Ęncer
71 2014 20396 Texto completo de evento I Levantamento bibliogr√°fico sobre metodologias para elebora√ß√£o de um banco de dados da sa√ļde da popula√ß√£o em casos de ocorr√™ncias de c√Ęncer
72 2014 20398 Texto completo de evento N Simula√ß√£o do acidente de perda de refrigerante na linha do sistema de resfriamento de emerg√™ncia do n√ļcleo, conectada √† perna fria do circuito prim√°rio de ANGRA 2
73 2014 21036 Texto completo de evento I Calculation of economic viability and environmental costs of biomass from Dende oil for small communities of Brazilian Northeast Region
74 2013 19245 Texto completo de evento I Calculation of economic viability and environmental coast of photovoltaic solar energy for the brazilian northeast regions
75 2013 19291 Texto completo de evento I Study of socio environmental actions of Energy and Nuclear Research Institute of S√£o Paulo (IPEN/CNEN-SP)
76 2013 19297 Texto completo de evento I Nucler energy education scenario around the world
77 2013 19307 Texto completo de evento I Risk analysis considering accident in nuclear reactors and oil refineries
78 2013 19308 Texto completo de evento I The potential of nuclear energy to generate clean electric power in Brazil
79 2013 19453 Texto completo de evento I Perspectives of heat transfer enhancements in nuclear reactors toward nanofluids applications
80 2013 19468 Texto completo de evento I Test section for experimental simulation of loss of coolant accident in an instrumental fuel assembly irradiation in the IEA-R1 reactor
81 2013 19812 Texto completo de evento I The behavior of ANGRA 2 nuclear power plant core for a small break LOCA simulated with RELAP5 code
82 2013 23878 Artigo de periódico N Análise de risco considerando acidentes em reatores nucleares e refinarias de petróleo
83 2013 23885 Resumo de eventos científicos N Heat transfer mode in the core of the Angra 2 nuclear power plant during small break loca obtained with RELAP5 code
84 2012 18093 Artigo de periódico I A numerical and three-dimensional analysis of steady state rectangular natural circulation loop
85 2012 18189 Artigo de periódico I Classification of natural circulation two-phase flow patterns using fuzzy inference on image analysis
86 2012 18190 Artigo de periódico I Web-based post-processor for RELAP5: a development based on LabVIEW
87 2012 18200 Texto completo de evento N Flow regime identification in natural circulation phenomenon using RELAP5 code
88 2012 18201 Texto completo de evento N The behaviour of ANGRA 2 nuclear power plant core for a small break LOCA simulated with RELAP5 code
89 2012 18514 Texto completo de evento N ANGRA 2 samll break loca flow regime identification through RELAP5 code
90 2012 19895 Artigo de periódico N The awarebess if the functional and near population with the relation to the Research Nuclear Reactor IEA-R1
91 2012 19896 Artigo de periódico N Study of stress in nuclear area workers: silent enemy
92 2012 19897 Artigo de periódico N Study of environmental coast to nuclear power plants using the program simpacts
93 2011 16846 Texto completo de evento I Thermal hydraulics special theme for CFD codes thermal stratification experiments
94 2011 16852 Texto completo de evento I Simulation of a refill/reflood experiment using the RELAP5 thermal-hydraulic code
95 2011 16868 Texto completo de evento I Development of a labview web-based simulator for RELAP5
96 2011 16906 Texto completo de evento I The awareness of the functional and near population with the relation to the research nuclear reactor IEA-R1
97 2011 16908 Texto completo de evento I Study of stress in nuclear area workers: silent enemy
98 2011 16918 Texto completo de evento I A RELAP5 study to identify flow regime in natural circulation phenomenon
99 2011 16968 Texto completo de evento I A CFD model for the IEA-R1 reactor heat exchanger inlet nozzle flow
100 2011 16984 Texto completo de evento I Study of the environmental costs to nuclear power plants using the program SIMPACTS
101 2011 17033 Texto completo de evento I 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
102 2011 17037 Texto completo de evento I Frequency analysis for the thermal hydraulic characterization of a natural circulation circuit
103 2011 17112 Texto completo de evento I Preliminary study of feasibility of using nuclear hydrogen in public transport in the metropolis of S√£o Paulo
104 2011 17206 Texto completo de evento I Development of a VBA macro-based spreadsheet application for RELAP5 data post-processing
105 2011 17556 Artigo de periódico I Comparison between experimental data and numerical modeling for the natural circulation phenomenon
106 2010 16126 Texto completo de evento N Analise teorico/experimental do fenomeno de circulacao natural
107 2010 16127 Texto completo de evento N Thermal hydraulic phenomenology in a natural circulation circuit
108 2010 16135 Texto completo de evento N Study of the natural circulation phenomenon for nuclear reactors
109 2010 16191 Iniciação Científica N Custo ambiental de fontes de energia
110 2010 16860 Texto completo de evento I Study of the natural circulation phenomenon for nuclear reactors
111 2010 18834 Texto completo de evento I Study of the natural circulation phenomenon for nuclear reactors
112 2009 14292 Iniciação Científica N Analise teorica/experimental do fenomeno de circulacao natural
113 2009 14304 Iniciação Científica N Calculo de custo ambiental de fontes de energia
114 2009 15250 Texto completo de evento I 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
115 2009 15273 Texto completo de evento I Verification and validation of one dimensional models used in subcooled flow boiling analysis
116 2009 15276 Texto completo de evento I Comparison between experimental data and numerical modeling for the natural circulation phenomenon
117 2009 15277 Texto completo de evento I Thermal hydraulic phenomenology for the heating process in a natural circulation facility
118 2009 15279 Texto completo de evento I 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
119 2009 15394 Texto completo de evento I Two-phase flow patterns recognition and parameters estimation through natural circulation test loop image analysis
120 2008 11398 Inicia√ß√£o Cient√≠fica N An√°lise experimental do fen√īmeno de circula√ß√£o natural em regime monof√°sico, com √™nfase no aterramento do chassi
121 2008 13460 Texto completo de evento N Analise teorico e experimental do fenomeno de circulacao natural
122 2008 13599 Resumo de eventos científicos N Analise experimental do fenomeno de circulacao natural em regime monofasico, com enfase no aterramento do chassi
123 2008 13627 Resumo de eventos científicos N Viabilidade economica de fontes alternativas de energia e analise de sustentabilidade
124 2008 13914 Artigo de periódico N Economic viability of alternative sources of energy for a typical community of the region north and northeast of Brazil
125 2008 22281 Inicia√ß√£o Cient√≠fica N Viabilidade econ√īmica de fontes alternativas de energia e an√°lise de sustentabilidade
126 2007 12165 Texto completo de evento I RELAP5 simulation for one and two phase natural circulation phenomenon
127 2007 12183 Texto completo de evento I Economic viability of alternative sources of energy for atypical community of the region north and northeast of Brazil
128 2007 12188 Texto completo de evento I Preliminary study of probabilistic safety assessment level 1 for the IEA-R1 research reactor of the IPEN/CNEN
129 2007 12834 Artigo de periódico N Preliminary study of probabilistic safety assessment level 1 for the IEA-R1 research reactor of the IPEN/CNEN - Estudo comparativo da geracao comercial de energia eletrica
130 2006 11567 Texto completo de evento N Analise experimental do fenomeno de circulacao natural
131 2006 22076 Inicia√ß√£o Cient√≠fica N An√°lise experimental do fen√īmeno de circula√ß√£o natural
132 2005 10613 Texto completo de evento I Evaluation of fungal contamination in irradiated phytoterapic
133 2005 10640 Texto completo de evento I Simulacao e analise do fenomeno de circulacao natural monofasica e bifasica no circuito experimental instalado na engenharia quimica POLI-USP, com o codigo RELAP5
134 2005 10644 Texto completo de evento I Pre-processador para o codigo RELAP5, programa de analise de acidentes termo-hidraulicos de reatores nucleares, utilizando a ferramenta Microsoft MS-EXCEL
135 2005 10651 Texto completo de evento I Simulacao de acidentes tipo LOCA em Angra 2 com o codigo RELAP5/MOD3.2
136 2005 10697 Texto completo de evento I Modelagem do nucleo do reator IEA-R1 com o codigo RELAP5
137 2004 10054 Texto completo de evento I Simulacao de um transitorio com escoamento monofasico em circulacao natural usando os programas 'Engineering Equation Solver' (EES) e RELAP5/MOD3.2
138 2004 10903 Texto completo de evento N 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
139 2004 10905 Texto completo de evento I Preliminary transient analysis for the IRIS reactor pressurizer with RELAP5/Mod3.3 code
140 2004 10965 Inicia√ß√£o Cient√≠fica N An√°lise do fen√īmeno de circula√ß√£o natural mono e bi-f√°sico no circuito experimental instalado na Engenharia Qu√≠mica/POLI-USP com c√≥digo RELAP5
141 2003 09555 Texto completo de evento I Fuel performance during in LBLOCA in Angra 1 Nuclear Power Plant
142 2003 09886 Texto completo de evento I Simulacao de um acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura para Angra 2 com o codigo RELAP3/Mod3.2.2g
143 2002 08669 Texto completo de evento I 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
144 2002 09275 Texto completo de evento I CNEN in the IRIS Project
145 2002 09298 Texto completo de evento I Simulação de Angra 2 com o código RELAP5/MOD3.2.2G gamma version
146 2002 09327 Artigo de periódico N 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
147 2001 07046 Texto completo de evento I Simulacao do acidente postulado de parada das bombas do circuito primario de Angra 2 com o codigo RELAP5/MOD3.2
148 2001 07047 Texto completo de evento I Modelagem do circuito primario de Angra 2 com o codigo RELAP5/MOD3.2.2G
149 2001 07118 Texto completo de evento I Hierarchical expansion method in the solution of the Navier-Stokes equations for incompressible fluids in laminar two-dimensional flow
150 2000 07183 Texto completo de evento N Aplicacao do metodo da expansao em funcoes hierarquicas na solucao das equacoes de Navier-Stokes para fluidos incompressiveis
151 2000 07912 Texto completo de evento I Two-phase flow instabilities in a natural circulation rectangular loop
152 2000 08441 Texto completo de evento N Simulacao de Angra 2 com o codigo RELAP5/MOD3.2.2 gamma version
153 1999 12431 Tese N Aplica√ß√£o do m√©todo da expans√£o em fun√ß√Ķes hier√°rquicas na solu√ß√£o das equa√ß√Ķes de Navier-stokes para fluidos incompress√≠veis
154 1997 05008 Texto completo de evento N Analise do desempenho do combustivel durante uma APRPGR na usina nuclear de ANGRA-1
155 1993 02115 Texto completo de evento N Estudo do comportamento do pressurizador do codigo RELAP4
156 1993 05256 Texto completo de evento N Remolhamento de uma secao de testes tubular por injecao inferior de refrigerante. Resultados do grupo do IPEN-CNEN/SP
157 1992 04421 Texto completo de evento N 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
158 1991 04042 Série Publicação IPEN N Metodologia simplificada para analise da contencao de Angra 1
159 1991 04049 Série Publicação IPEN N Consequencia da operacao das bombas de refrigeracao do reator durante um acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura
160 1991 04056 Série Publicação IPEN N Utilizacao do programa RELAP4 no circuito experimental de agua do IPEN
161 1991 04145 Texto completo de evento N Resposta dinamica do vaso de pressao de Angra I sujeito a um acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura
162 1991 04159 Texto completo de evento N Avaliacao dos codigos da linha RELAP para estimativa de fluxo de calor critico
163 1991 04621 Texto completo de evento N Tema especial em fisica de reatores: TE/TH-2 resultaddos do grupo do (IPEN-CNEN/SP)
164 1990 03931 Texto completo de evento N Analise da vareta combustivel de Angra-1 durante o acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura
165 1989 01773 Texto completo de evento N Utilizacao do codigo RELAP 5/MOD 1 para simulacao de experiencia CANON
166 1989 01774 Texto completo de evento N Utilizacao do codigo RELAP 4/MOD 3 e RELAP4/MOD5 para a simulacao de experiencia CANON
167 1989 03290 Texto completo de evento N Interligacao dos codigos FRAP-T, FRAPCON e RELAP4 para analise de transientes e acidentes de varetas combustiveis de reator de agua leve
168 1989 03295 Texto completo de evento N 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
169 1988 01689 Texto completo de evento N Metodologia simplificada para analise da contencao de Angra-I
170 1988 01727 Texto completo de evento N Consequencia da operacao das bombas de refrigeracao do reator durante um acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura
171 1988 03126 Série Publicação IPEN N Adaptacao do programa RELAP4/MOD5 ao sistema computacional do IPEN-CNEN/SP, cujas modificacoes deram origem a versao RELAP4/SAS/MOD5
172 1986 02408 Texto completo de evento N Utilizacao da versao RELAP4/MOD5/SAS num acidente de perda de refrigerante primario na usina nuclear Angra I
173 1986 02409 Texto completo de evento N Comparacao entre os codigos RELAP5/MOD1 e TRAC-PD2 na simulacao da experiencia CANON
174 1983 05146 Texto completo de evento N Utilizacao do programa RELAP4 no circuito experimental de agua do IPEN
175 1982 05134 Texto completo de evento N Analise basica e comparacao das caracteristicas do GCFR e LMFBR no ciclo do torio pela tecnica de difusao em um grupo de energia
176 1981 01068 Dissertação N Analise basica e comparacao das caracteristicas do GCFR e LMFBR com o ciclo do torio pela teoria de difusao em grupo de energia

Quadro resumo por ano e tipo de publicação gerada em tempo real a partir do registro dos dados do
autor   GAIANE SABUNDJIAN    no Repositório Digital/IPEN
18/10/2021 19:26:17
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 17 13 93 30 2 3 1 1 1 176
2021 1 1 2
2020 2 3
2019 1 2 14 17
2018 7 1 1 10
2017 2 12 2 16
2016 1 1 1 2 5
2015 1 16 17
2014 2 1 3
2013 1 8 1 10
2012 3 3 3 9
2011 1 12 13
2010 2 3 6
2009 6 8
2008 1 1 2 6
2007 1 3 4
2006 1 2
2005 5 5
2004 2 1 4
2003 2 2
2002 1 3 4
2001 3 3
2000 1 2 3
1999 1 1
1997 1 1
1993 2 2
1992 1 1
1991 3 6
1990 1 1
1989 4 4
1988 2 3
1986 2 2
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