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 depositadas no Repositório Digital/IPEN - Total : 153
Seq Ano Ipen_doc Tipo Circ. Título
1 2018 24758 Artigo de peri贸dico I Classification of natural circulation two-phase flow image patterns based on self-organizing maps of full frame DCT coefficients
2 2018 24784 Artigo de peri贸dico I Hierarchical expansion method in the solution of the Navier-Stokes Equations for incompressible fluids in laminar two-dimensional flow
3 2018 25067 Artigo de peri贸dico N Simula莽茫o de um SBLOCA em Angra 2 com o RELAP5
4 2018 25070 Artigo de peri贸dico I A neuroscience-based methodology to identify the implicit associations of brazilian science teachers towards nuclear technology
5 2018 25120 Artigo de peri贸dico I Comparative study of methodologies for measuring corporate social responsibility
6 2018 25153 Artigo de peri贸dico I Uncertainty calculation in small break LOCA in the emergency core cooling system connected to the hot leg of Angra 2 nuclear power plant
7 2018 25154 Artigo de peri贸dico I A panoramic view of nuclear science and technology education worldwide
8 2018 25180 Inicia莽茫o Cient铆fica N Experimento de circula莽茫o natural
9 2018 25517 Texto completo de evento I BEPU and licensing of nuclear power plants
10 2017 23156 Artigo de peri贸dico I Assessment of RELAP5 matrix solvers for a two-phase natural circulation loop
11 2017 23159 Artigo de peri贸dico I Application of the hierarchical functions expansion method for the solution of the two dimensional navier-stokes equations for compressible fluids in high velocity
12 2017 23821 Texto completo de evento I BEPU-FSAR: a new paradigm in nuclear reactor safety
13 2017 24003 Texto completo de evento I Comparison between RELAP5 versions for a two-phase natural circulation analysis
14 2017 24004 Texto completo de evento I Development and application of the PCRELAP5 鈥 Data Calculation Program for RELAP 5 Code
15 2017 24018 Texto completo de evento I Study of the economic viability of the innovative nuclear reactor SMART in Brazil
16 2017 24022 Texto completo de evento I PCRELAP5 - a visual graphic preprocessor for RELAP5
17 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
18 2017 24025 Texto completo de evento I Containment pressure analysis methodology during a LBLOCA with iteration between RELAP5 and COCOSYS
19 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
20 2017 24032 Texto completo de evento I BEPU-FSAR: establishing a background for extension of nuclear thermal hydraulic principles to non thermal-hydraulic code
21 2017 24105 Texto completo de evento I Study on fatal and nonfatal cancer cases occured in different regions of S茫o Paulo city
22 2017 24178 Texto completo de evento I Neuroscience applied to nuclear energy teaching
23 2017 24578 Resumo de eventos cient铆ficos I Experiments of loss of coolant in the IEA-R1 reactor
24 2017 24614 Resumo de eventos cient铆ficos I A CFD numerical model for the flow distribution in a MTR fuel element
25 2017 24941 Texto completo de evento I Support to the nuclear safety regulator of Brazil (CNEN) through an INSC project
26 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
27 2016 22753 Relat贸rio t茅cnico N Simula莽茫o de acidentes b谩sicos de projeto, LBLOCAs, em Angra 2 com o c贸digo RELAP5
28 2016 22759 Relat贸rio t茅cnico N Simula莽茫o de acidentes b谩sicos de projeto, LBLOCAs, em Angra 2 com o c贸digo RELAP5
29 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
30 2016 23030 Artigo de peri贸dico N Simula莽茫o do acidente de perda de refrigerante na linha do sistema de resfriamento de emerg锚ncia do n煤cleo conectada 脿 perna fria do circuito prim谩rio de ANGRA 2
31 2016 23959 Artigo de peri贸dico I Proposal for systematic application of BEPU in the licensing process of nuclear power plants
32 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
33 2015 20980 Texto completo de evento I A CFD numerical model for the flow distribution in a MTR fuel element
34 2015 21033 Texto completo de evento I Methodology of a PWR containment analysis during a thermal-hydraulic accident
35 2015 21048 Texto completo de evento I Conservative performance analysis of a PWR nuclear fuel rod using the FRAPCON code
36 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
37 2015 21073 Texto completo de evento I Self-organizing maps applied to two-phase flow on natural circulation loop studies
38 2015 21082 Texto completo de evento I Simulation of the first step of the coupling of the PARCS/RELAP5 codes to ANGRA 2 facility
39 2015 21087 Texto completo de evento I Data calculation program for RELAP 5 code
40 2015 21090 Texto completo de evento I The development of a neuroscience-based methodology for the nuclear energy learning/teaching process
41 2015 21097 Texto completo de evento I Using of BEPU methodology in a final safety analysis report
42 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
43 2015 21136 Texto completo de evento I Development of a theoretical model for measuring the perceived value of social responsability of IPEN
44 2015 21137 Texto completo de evento I Characterization of physical properties of Alsub(2)Osub(3) and ZrOsub(2) nanofluids for heat transfer applications
45 2015 21153 Texto completo de evento I Casos de cancer fatal e n茫o fatal ocorridos nas diferentes regi玫es do municipio de S茫o Paulo
46 2015 21352 Texto completo de evento I Proposal of a BEPU-FSAR
47 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
48 2014 20396 Texto completo de evento I Levantamento bibliogr谩fico sobre metodologias para elebora莽茫o de um banco de dados da sa煤de da popula莽茫o em casos de ocorr锚ncias de c芒ncer
49 2014 20398 Texto completo de evento N Simula莽茫o do acidente de perda de refrigerante na linha do sistema de resfriamento de emerg锚ncia do n煤cleo, conectada 脿 perna fria do circuito prim谩rio de ANGRA 2
50 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
51 2013 19245 Texto completo de evento I Calculation of economic viability and environmental coast of photovoltaic solar energy for the brazilian northeast regions
52 2013 19291 Texto completo de evento I Study of socio environmental actions of Energy and Nuclear Research Institute of S茫o Paulo (IPEN/CNEN-SP)
53 2013 19297 Texto completo de evento I Nucler energy education scenario around the world
54 2013 19307 Texto completo de evento I Risk analysis considering accident in nuclear reactors and oil refineries
55 2013 19308 Texto completo de evento I The potential of nuclear energy to generate clean electric power in Brazil
56 2013 19453 Texto completo de evento I Perspectives of heat transfer enhancements in nuclear reactors toward nanofluids applications
57 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
58 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
59 2013 23878 Artigo de peri贸dico N An谩lise de risco considerando acidentes em reatores nucleares e refinarias de petr贸leo
60 2013 23885 Resumo de eventos cient铆ficos N Heat transfer mode in the core of the Angra 2 nuclear power plant during small break loca obtained with RELAP5 code
61 2012 18093 Artigo de peri贸dico I A numerical and three-dimensional analysis of steady state rectangular natural circulation loop
62 2012 18189 Artigo de peri贸dico I Classification of natural circulation two-phase flow patterns using fuzzy inference on image analysis
63 2012 18190 Artigo de peri贸dico I Web-based post-processor for RELAP5: a development based on LabVIEW
64 2012 18200 Texto completo de evento N Flow regime identification in natural circulation phenomenon using RELAP5 code
65 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
66 2012 18514 Texto completo de evento N ANGRA 2 samll break loca flow regime identification through RELAP5 code
67 2012 19895 Artigo de peri贸dico N The awarebess if the functional and near population with the relation to the Research Nuclear Reactor IEA-R1
68 2012 19896 Artigo de peri贸dico N Study of stress in nuclear area workers: silent enemy
69 2012 19897 Artigo de peri贸dico N Study of environmental coast to nuclear power plants using the program simpacts
70 2011 16846 Texto completo de evento I Thermal hydraulics special theme for CFD codes thermal stratification experiments
71 2011 16852 Texto completo de evento I Simulation of a refill/reflood experiment using the RELAP5 thermal-hydraulic code
72 2011 16868 Texto completo de evento I Development of a labview web-based simulator for RELAP5
73 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
74 2011 16908 Texto completo de evento I Study of stress in nuclear area workers: silent enemy
75 2011 16918 Texto completo de evento I A RELAP5 study to identify flow regime in natural circulation phenomenon
76 2011 16968 Texto completo de evento I A CFD model for the IEA-R1 reactor heat exchanger inlet nozzle flow
77 2011 16984 Texto completo de evento I Study of the environmental costs to nuclear power plants using the program SIMPACTS
78 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
79 2011 17037 Texto completo de evento I Frequency analysis for the thermal hydraulic characterization of a natural circulation circuit
80 2011 17112 Texto completo de evento I Preliminary study of feasibility of using nuclear hydrogen in public transport in the metropolis of S茫o Paulo
81 2011 17206 Texto completo de evento I Development of a VBA macro-based spreadsheet application for RELAP5 data post-processing
82 2011 17556 Artigo de peri贸dico I Comparison between experimental data and numerical modeling for the natural circulation phenomenon
83 2010 16126 Texto completo de evento N Analise teorico/experimental do fenomeno de circulacao natural
84 2010 16127 Texto completo de evento N Thermal hydraulic phenomenology in a natural circulation circuit
85 2010 16135 Texto completo de evento N Study of the natural circulation phenomenon for nuclear reactors
86 2010 16191 Inicia莽茫o Cient铆fica N Custo ambiental de fontes de energia
87 2010 16860 Texto completo de evento I Study of the natural circulation phenomenon for nuclear reactors
88 2010 18834 Texto completo de evento I Study of the natural circulation phenomenon for nuclear reactors
89 2009 14292 Inicia莽茫o Cient铆fica N Analise teorica/experimental do fenomeno de circulacao natural
90 2009 14304 Inicia莽茫o Cient铆fica N Calculo de custo ambiental de fontes de energia
91 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
92 2009 15273 Texto completo de evento I Verification and validation of one dimensional models used in subcooled flow boiling analysis
93 2009 15276 Texto completo de evento I Comparison between experimental data and numerical modeling for the natural circulation phenomenon
94 2009 15277 Texto completo de evento I Thermal hydraulic phenomenology for the heating process in a natural circulation facility
95 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
96 2009 15394 Texto completo de evento I Two-phase flow patterns recognition and parameters estimation through natural circulation test loop image analysis
97 2008 11398 Inicia莽茫o Cient铆fica N An谩lise experimental do fen么meno de circula莽茫o natural em regime monof谩sico, com 锚nfase no aterramento do chassi
98 2008 13460 Texto completo de evento N Analise teorico e experimental do fenomeno de circulacao natural
99 2008 13599 Resumo de eventos cient铆ficos N Analise experimental do fenomeno de circulacao natural em regime monofasico, com enfase no aterramento do chassi
100 2008 13627 Resumo de eventos cient铆ficos N Viabilidade economica de fontes alternativas de energia e analise de sustentabilidade
101 2008 13914 Artigo de peri贸dico N Economic viability of alternative sources of energy for a typical community of the region north and northeast of Brazil
102 2008 22281 Inicia莽茫o Cient铆fica N Viabilidade econ么mica de fontes alternativas de energia e an谩lise de sustentabilidade
103 2007 12165 Texto completo de evento I RELAP5 simulation for one and two phase natural circulation phenomenon
104 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
105 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
106 2007 12834 Artigo de peri贸dico 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
107 2006 11567 Texto completo de evento N Analise experimental do fenomeno de circulacao natural
108 2006 22076 Inicia莽茫o Cient铆fica N An谩lise experimental do fen么meno de circula莽茫o natural
109 2005 10613 Texto completo de evento I Evaluation of fungal contamination in irradiated phytoterapic
110 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
111 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
112 2005 10651 Texto completo de evento I Simulacao de acidentes tipo LOCA em Angra 2 com o codigo RELAP5/MOD3.2
113 2005 10697 Texto completo de evento I Modelagem do nucleo do reator IEA-R1 com o codigo RELAP5
114 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
115 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
116 2004 10905 Texto completo de evento I Preliminary transient analysis for the IRIS reactor pressurizer with RELAP5/Mod3.3 code
117 2004 10965 Inicia莽茫o Cient铆fica N An谩lise do fen么meno de circula莽茫o natural mono e bi-f谩sico no circuito experimental instalado na Engenharia Qu铆mica/POLI-USP com c贸digo RELAP5
118 2003 09555 Texto completo de evento I Fuel performance during in LBLOCA in Angra 1 Nuclear Power Plant
119 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
120 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
121 2002 09275 Texto completo de evento I CNEN in the IRIS Project
122 2002 09298 Texto completo de evento I Simula莽茫o de Angra 2 com o c贸digo RELAP5/MOD3.2.2G gamma version
123 2002 09327 Artigo de peri贸dico 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
124 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
125 2001 07047 Texto completo de evento I Modelagem do circuito primario de Angra 2 com o codigo RELAP5/MOD3.2.2G
126 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
127 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
128 2000 07912 Texto completo de evento I Two-phase flow instabilities in a natural circulation rectangular loop
129 2000 08441 Texto completo de evento N Simulacao de Angra 2 com o codigo RELAP5/MOD3.2.2 gamma version
130 1999 12431 Tese N Aplica莽茫o do m茅todo da expans茫o em fun莽玫es hier谩rquicas na solu莽茫o das equa莽玫es de Navier-stokes para fluidos incompress铆veis
131 1997 05008 Texto completo de evento N Analise do desempenho do combustivel durante uma APRPGR na usina nuclear de ANGRA-1
132 1993 02115 Texto completo de evento N Estudo do comportamento do pressurizador do codigo RELAP4
133 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
134 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
135 1991 04042 S茅rie Publica莽茫o IPEN N Metodologia simplificada para analise da contencao de Angra 1
136 1991 04049 S茅rie Publica莽茫o IPEN N Consequencia da operacao das bombas de refrigeracao do reator durante um acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura
137 1991 04056 S茅rie Publica莽茫o IPEN N Utilizacao do programa RELAP4 no circuito experimental de agua do IPEN
138 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
139 1991 04159 Texto completo de evento N Avaliacao dos codigos da linha RELAP para estimativa de fluxo de calor critico
140 1991 04621 Texto completo de evento N Tema especial em fisica de reatores: TE/TH-2 resultaddos do grupo do (IPEN-CNEN/SP)
141 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
142 1989 01773 Texto completo de evento N Utilizacao do codigo RELAP 5/MOD 1 para simulacao de experiencia CANON
143 1989 01774 Texto completo de evento N Utilizacao do codigo RELAP 4/MOD 3 e RELAP4/MOD5 para a simulacao de experiencia CANON
144 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
145 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
146 1988 01689 Texto completo de evento N Metodologia simplificada para analise da contencao de Angra-I
147 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
148 1988 03126 S茅rie Publica莽茫o IPEN N Adaptacao do programa RELAP4/MOD5 ao sistema computacional do IPEN-CNEN/SP, cujas modificacoes deram origem a versao RELAP4/SAS/MOD5
149 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
150 1986 02409 Texto completo de evento N Comparacao entre os codigos RELAP5/MOD1 e TRAC-PD2 na simulacao da experiencia CANON
151 1983 05146 Texto completo de evento N Utilizacao do programa RELAP4 no circuito experimental de agua do IPEN
152 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
153 1981 01068 Disserta莽茫o 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 no Repositório Digital/IPEN
18/06/2019 08:51:34
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 13 9 80 30 2 3 1 1 153
2018 6 1 1 9
2017 2 13 2 17
2016 1 1 1 2 5
2015 16 16
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
1983 1 1
1982 1 1
1981 1 1