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

 

Publicações do autor   THADEU DAS NEVES CONTI    depositadas no Repositório Digital/IPEN - Total : 101 28/11/2024 04:44:31
Seq	Ano	Ipen_doc	Tipo	Circ.	Título
1	2024	30691	Texto completo de evento	Internacional	Comparative analysis between provided values and measured values on photovoltaic modules
2	2023	29983	Iniciação Científica	Nacional	Viabilização governamental da instalação de módulos fotovoltaicos nos bairros periféricos e em projetos sociais
3	2023	30220	Artigo de periódico	Nacional	Human performance and safety in nuclear facilities – regulatory frameworks
4	2023	30342	Artigo de periódico	Nacional	A importância do intervalo P-F na manutenção dos circuitos de refrigeração do reator IEA-R1
5	2022	28702	Capítulo de livro	Nacional	Análise dos dados de manutenção corretiva e preditiva do conjunto motobomba no circuito primário de refrigeração do reator IEA-R1
6	2022	29156	Resumo de eventos científicos	Internacional	A performance humana e a segurança em instalações nucleares
7	2021	28229	Texto completo de evento	Internacional	Hybrid emergency power systems for research nuclear reactors
8	2021	28268	Texto completo de evento	Internacional	RELAP5 code simulation of the Angra2 pressurizer surge line accident
9	2020	26863	Artigo de periódico	Internacional	Analysis of materials for heat transport in tokamaks
10	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
11	2019	26328	Texto completo de evento	Internacional	Measurement of the generation of electrical energy in a photovoltaic system grid-connected in the Amazon region in the rain period
12	2019	26677	Artigo de periódico	Internacional	Pixel-position-based lossless image compression algorithm
13	2019	26687	Artigo de periódico	Internacional	The connection of solar generators to the electricity distribution network as a means of mitigating environmental impacts by dispensing the banks of accumulators
14	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
15	2018	25067	Artigo de periódico	Nacional	Simulação de um SBLOCA em Angra 2 com o RELAP5
16	2018	25725	Artigo de periódico	Internacional	Estudo de um aquecedor solar para um ciclo de geração de potência
17	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
18	2017	23176	Livro	Nacional	Geração distribuída fotovoltáica: aspectos técnicos e legais
19	2017	23493	Iniciação Científica	Nacional	Geração de energia elétrica por fusão termonuclear controlada
20	2017	24008	Texto completo de evento	Internacional	Study of production of fuel pellets for a reactor
21	2017	24033	Texto completo de evento	Internacional	Increasing the effectiveness of the physical protection system on a nuclear facility
22	2017	24585	Resumo de eventos científicos	Internacional	Increasing the effectiveness of the security system on a nuclear facility
23	2017	24697	Artigo de periódico	Internacional	Mercado profissional para a área de energia e eficiência energética no Brasil
24	2017	24698	Artigo de periódico	Internacional	Consolidation of the new nuclear calculation methodology of the IEA-R1 reactor
25	2017	26921	Artigo de periódico	Nacional	Estudo do reator nuclear de 4ª geração “Very High Temperature Reactor” – VHTR
26	2016	22907	Iniciação Científica	Internacional	Comparison of nuclear reactors regarding safety
27	2016	22908	Iniciação Científica	Internacional	Comparação de centrais nucleares quanto à segurança
28	2016	22918	Iniciação Científica	Nacional	Geração de energia elétrica por fusão termonuclear controlada
29	2016	22944	Iniciação Científica	Nacional	Estudo da viabilidade do aumento da utilização da potência elétrica gerada por energia solar na rede integrada de distribuição de energia elétrica no Brasil (Sistema Interligado Nacional)
30	2016	22973	Iniciação Científica	Nacional	Segurança nuclear de reatores de 2a e 4a gerações
31	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
32	2016	23782	Iniciação Científica	Internacional	As partículas sub-atômicas para a eficácia nas reações de fusão termonuclear controlada
33	2015	21029	Texto completo de evento	Internacional	How the nuclear safety team conducts emergency exercises at the IEA-R1 reactor
34	2015	22850	Texto completo de evento	Nacional	Aspectos técnicos e legais da conexão dos sistemas de células fotovoltáicas à rede de distribuição elétrica
35	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
36	2014	23869	Iniciação Científica	Internacional	Desenvolvimento de um programa computacional para cálculo do balanço térmico no Circuito de Circulação Natural CCN do IPEN/POLI durante a operação do circuito
37	2013	19496	Texto completo de evento	Internacional	Desenvolvimento de um programa computacional para o cálculo do balanço térmico no circuito de circulação natural CCN IPEN/POLI durante a operação do circuito
38	2013	19509	Texto completo de evento	Internacional	Evaluation of the physical protection system of the IEA-R1 research reactor
39	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
40	2013	21914	Iniciação Científica	Nacional	Desenvolvimento de um programa computacional para o cálculo do balanço térmico no Circuito de Circulação Natural CCN do IPEN/POLI durante a operação do circuito
41	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
42	2012	18200	Texto completo de evento	Nacional	Flow regime identification in natural circulation phenomenon using RELAP5 code
43	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
44	2012	18514	Texto completo de evento	Nacional	ANGRA 2 samll break loca flow regime identification through RELAP5 code
45	2011	16868	Texto completo de evento	Internacional	Development of a labview web-based simulator for RELAP5
46	2011	16918	Texto completo de evento	Internacional	A RELAP5 study to identify flow regime in natural circulation phenomenon
47	2011	16968	Texto completo de evento	Internacional	A CFD model for the IEA-R1 reactor heat exchanger inlet nozzle flow
48	2011	16976	Texto completo de evento	Internacional	Implementation of the optimization for the methodology of the neutronic calculation and thermo-hydraulic in IEA-R1 reactor
49	2011	17037	Texto completo de evento	Internacional	Frequency analysis for the thermal hydraulic characterization of a natural circulation circuit
50	2011	17106	Texto completo de evento	Internacional	Automatização do balanço térmico do circuito de circulação natural
51	2011	17150	Texto completo de evento	Internacional	Analise experimental do fenômeno de circulação natural no sistema monofásico
52	2011	17206	Texto completo de evento	Internacional	Development of a VBA macro-based spreadsheet application for RELAP5 data post-processing
53	2011	17556	Artigo de periódico	Internacional	Comparison between experimental data and numerical modeling for the natural circulation phenomenon
54	2011	21640	Iniciação Científica	Nacional	Finalização da automatização dos cálculos neutrônicos e termo hidráulicos e parâmetros de segurança do reator IEA-R1
55	2010	16126	Texto completo de evento	Nacional	Análise teórico/experimental do fenômeno de circulação natural
56	2010	16135	Texto completo de evento	Nacional	Study of the natural circulation phenomenon for nuclear reactors
57	2010	16229	Iniciação Científica	Nacional	Terceira parte da automacao da metodologia de calculo neutronico e termo-hidraulico do reator nuclear IEA-R1
58	2010	16249	Iniciação Científica	Nacional	Balanco termico do circuito de circulacao natural - CCN/IPEN
59	2010	16860	Texto completo de evento	Internacional	Study of the natural circulation phenomenon for nuclear reactors
60	2010	18834	Texto completo de evento	Internacional	Study of the natural circulation phenomenon for nuclear reactors
61	2009	15244	Texto completo de evento	Internacional	Automatizaçao dos programas e codigos computacionais utilazados na metologia de calculo neutronico e termohidraulico do reator nuclear IEA-R1
62	2009	15265	Texto completo de evento	Internacional	Neutronic, thermal-hydraulic and accident analysis calculations for an irradiation device to be used in the qualification process of dispersion fuels in the IEA-R1 research reactor
63	2009	15276	Texto completo de evento	Internacional	Comparison between experimental data and numerical modeling for the natural circulation phenomenon
64	2009	15277	Texto completo de evento	Internacional	Thermal hydraulic phenomenology for the heating process in a natural circulation facility
65	2009	15394	Texto completo de evento	Internacional	Two-phase flow patterns recognition and parameters estimation through natural circulation test loop image analysis
66	2008	13460	Texto completo de evento	Nacional	Analise teórico e experimental do fenômeno de circulação natural
67	2008	13541	Resumo de eventos científicos	Internacional	Automatizacao da metodologia de calculo neutronico e termo-hidraulico do reator nuclear IEA-R1
68	2008	13600	Resumo de eventos científicos	Nacional	Automatizacao da metodologia de calculo neutronico e termo-hidraulico do reator nuclear IEA-R1
69	2008	13824	Texto completo de evento	Internacional	Irradiacao de miniplacas de elementos combustiveis tipo dispersao de reatores de pesquisa
70	2008	22247	Iniciação Científica	Nacional	Automatização da metodologia de cálculo neutrônico e termo-hidráulico do reator nuclear IEA-R1
71	2007	13906	Artigo de periódico	Nacional	Aplicacao do metodo da expansao em funcoes hierarquicas na solucao das equacoes de navier-stokes em duas dimensoes para fluidos compressiveis em alta velocidade
72	2006	12226	Tese	Nacional	Aplicação do método da expansão em funções hierárquicas na solução das equações de navier-Stokes em duas dimensões para fluidos compressíveis em alta velocidade
73	2003	09555	Texto completo de evento	Internacional	Fuel performance during in LBLOCA in Angra 1 Nuclear Power Plant
74	1999	06618	Texto completo de evento	Nacional	Simulacao dos acidentes de partida a frio e queda de um elemento combustivel no reator IEA-R1m
75	1997	05004	Texto completo de evento	Nacional	Hazard and operability study (HazOp) dos procedimentos de partida do reator IEA-R1 de 2MW de potencia
76	1997	05008	Texto completo de evento	Nacional	Analise do desempenho do combustivel durante uma APRPGR na usina nuclear de ANGRA-1
77	1995	05892	Texto completo de evento	Nacional	Migracao do codigo RELAP5 MOD2 para microcomputadores e estacao de trabalho
78	1993	02115	Texto completo de evento	Nacional	Estudo do comportamento do pressurizador do codigo RELAP4
79	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
80	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
81	1991	04042	Série Publicação IPEN	Nacional	Metodologia simplificada para analise da contencao de Angra 1
82	1991	04048	Série Publicação IPEN	Nacional	Simulacao de experiencias de despressurizacao atraves do codigo TRAC-PD2
83	1991	04050	Série Publicação IPEN	Nacional	Comparacao entre os codigos RELAP5/MOD1 e TRAC-PD2 na simulacao da experiencia CANON
84	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
85	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
86	1991	04055	Série Publicação IPEN	Nacional	Aplicacao do codigo TRACPD2 na simulacao da experiencia CANON
87	1991	04058	Série Publicação IPEN	Nacional	Analise da vareta combustivel de Angra 1 durante o acidente de perda de refrigerante primario por grande ruptura
88	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
89	1991	04159	Texto completo de evento	Nacional	Avaliacao dos codigos da linha RELAP para estimativa de fluxo de calor critico
90	1991	04621	Texto completo de evento	Nacional	Tema especial em fisica de reatores: TE/TH-2 resultaddos do grupo do (IPEN-CNEN/SP)
91	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
92	1989	01772	Texto completo de evento	Nacional	Utilizacao do codigo TRAC-PDZ para simulacao de experiencia CANON
93	1989	01773	Texto completo de evento	Nacional	Utilizacao do codigo RELAP 5/MOD 1 para simulacao de experiencia CANON
94	1989	01774	Texto completo de evento	Nacional	Utilizacao do codigo RELAP 4/MOD 3 e RELAP4/MOD5 para a simulacao de experiencia CANON
95	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
96	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
97	1988	01689	Texto completo de evento	Nacional	Metodologia simplificada para analise da contencao de Angra-I
98	1986	02409	Texto completo de evento	Nacional	Comparacao entre os codigos RELAP5/MOD1 e TRAC-PD2 na simulacao da experiencia CANON
99	1986	02597	Texto completo de evento	Nacional	Simulacao de experiencias de despressurizacao atraves do codigo TRAC-PD2
100	1985	02633	Texto completo de evento	Nacional	Aplicacao do codigo TRACPD2 na simulacao da experiencia CANON
101	1983	01389	Dissertação	Nacional	Simulacao numerica de escoamento bifasico adiabatico, bidimensional, em regime transiente, aplicando o modelo de dois fluidos