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

 
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Nome : THADEU DAS NEVES CONTI

INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES
Currículo Lattes

Variações do nome do autor constantes no Repositório Digital/IPEN
CONTI, THADEU DAS N.
CONTI, T.N.
CONTI, THADEU N.

 

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

 
Publicações do autor depositadas no Repositório Digital/IPEN - Total : 82
Seq Ano Ipen_doc Tipo Circ. Título
1 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
2 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
3 2017 23176 Livro
4 2017 23493 Iniciação Científica N Geração de energia elétrica por fusão termonuclear controlada
5 2017 24008 Texto completo de evento I Study of production of fuel pellets for a reactor
6 2017 24033 Texto completo de evento I Increasing the effectiveness of the physical protection system on a nuclear facility
7 2017 24585 Resumo de eventos científicos I Increasing the effectiveness of the security system on a nuclear facility
8 2017 24697 Artigo de periódico I Mercado profissional para a área de energia e eficiência energética no Brasil
9 2017 24698 Artigo de periódico I Consolidation of the new nuclear calculation methodology of the IEA-R1 reactor
10 2016 22907 Iniciação Científica I Comparison of nuclear reactors regarding safety
11 2016 22908 Iniciação Científica I Comparação de centrais nucleares quanto à segurança
12 2016 22918 Iniciação Científica N Geração de energia elétrica por fusão termonuclear controlada
13 2016 22944 Iniciação Científica N 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)
14 2016 22973 Inicia√ß√£o Cient√≠fica N Seguran√ßa nuclear de reatores de 2a e 4a gera√ß√Ķes
15 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
16 2016 23761 Iniciação Científica N Processo de fusão termonuclear controlada
17 2016 23782 Inicia√ß√£o Cient√≠fica I As part√≠culas sub-at√īmicas para a efic√°cia nas rea√ß√Ķes de fus√£o termonuclear controlada
18 2015 21029 Texto completo de evento I How the nuclear safety team conducts emergency exercises at the IEA-R1 reactor
19 2015 22850 Texto completo de evento N Aspectos técnicos e legais da conexão dos sistemas de células fotovoltáicas à rede de distribuição elétrica
20 2014 23869 Iniciação Científica I Desenvolvimento de um programa computacional para cálculo do balanço térmico no Circuito de Circulação Natural CCN do IPEN/POLI durante a operação do circuito
21 2013 19496 Texto completo de evento I Desenvolvimento de um programa computacional para o cálculo do balanço térmico no circuito de circulação natural CCN IPEN/POLI durante a operação do circuito
22 2013 19509 Texto completo de evento I Evaluation of the physical protection system of the IEA-R1 research reactor
23 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
24 2013 21914 Iniciação Científica N 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
25 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
26 2012 18200 Texto completo de evento N Flow regime identification in natural circulation phenomenon using RELAP5 code
27 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
28 2012 18514 Texto completo de evento N ANGRA 2 samll break loca flow regime identification through RELAP5 code
29 2011 16868 Texto completo de evento I Development of a labview web-based simulator for RELAP5
30 2011 16918 Texto completo de evento I A RELAP5 study to identify flow regime in natural circulation phenomenon
31 2011 16968 Texto completo de evento I A CFD model for the IEA-R1 reactor heat exchanger inlet nozzle flow
32 2011 16976 Texto completo de evento I Implementation of the optimization for the methodology of the neutronic calculation and thermo-hydraulic in IEA-R1 reactor
33 2011 17037 Texto completo de evento I Frequency analysis for the thermal hydraulic characterization of a natural circulation circuit
34 2011 17106 Texto completo de evento I Automatização do balanço térmico do circuito de circulação natural
35 2011 17150 Texto completo de evento I Analise experimental do fen√īmeno de circula√ß√£o natural no sistema monof√°sico
36 2011 17206 Texto completo de evento I Development of a VBA macro-based spreadsheet application for RELAP5 data post-processing
37 2011 17556 Artigo de periódico I Comparison between experimental data and numerical modeling for the natural circulation phenomenon
38 2011 21640 Inicia√ß√£o Cient√≠fica N Finaliza√ß√£o da automatiza√ß√£o dos c√°lculos neutr√īnicos e termo hidr√°ulicos e par√Ęmetros de seguran√ßa do reator IEA-R1
39 2010 16126 Texto completo de evento N Analise teorico/experimental do fenomeno de circulacao natural
40 2010 16135 Texto completo de evento N Study of the natural circulation phenomenon for nuclear reactors
41 2010 16229 Iniciação Científica N Terceira parte da automacao da metodologia de calculo neutronico e termo-hidraulico do reator nuclear IEA-R1
42 2010 16249 Iniciação Científica N Balanco termico do circuito de circulacao natural - CCN/IPEN
43 2010 16860 Texto completo de evento I Study of the natural circulation phenomenon for nuclear reactors
44 2010 18834 Texto completo de evento I Study of the natural circulation phenomenon for nuclear reactors
45 2009 15244 Texto completo de evento I Automatizaçao dos programas e codigos computacionais utilazados na metologia de calculo neutronico e termohidraulico do reator nuclear IEA-R1
46 2009 15265 Texto completo de evento I 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
47 2009 15276 Texto completo de evento I Comparison between experimental data and numerical modeling for the natural circulation phenomenon
48 2009 15277 Texto completo de evento I Thermal hydraulic phenomenology for the heating process in a natural circulation facility
49 2009 15394 Texto completo de evento I Two-phase flow patterns recognition and parameters estimation through natural circulation test loop image analysis
50 2008 13460 Texto completo de evento N Analise teorico e experimental do fenomeno de circulacao natural
51 2008 13541 Resumo de eventos científicos I Automatizacao da metodologia de calculo neutronico e termo-hidraulico do reator nuclear IEA-R1
52 2008 13600 Resumo de eventos científicos N Automatizacao da metodologia de calculo neutronico e termo-hidraulico do reator nuclear IEA-R1
53 2008 13824 Texto completo de evento I Irradiacao de miniplacas de elementos combustiveis tipo dispersao de reatores de pesquisa
54 2008 22247 Inicia√ß√£o Cient√≠fica N Automatiza√ß√£o da metodologia de c√°lculo neutr√īnico e termo-hidr√°ulico do reator nuclear IEA-R1
55 2007 13906 Artigo de periódico N Aplicacao do metodo da expansao em funcoes hierarquicas na solucao das equacoes de navier-stokes em duas dimensoes para fluidos compressiveis em alta velocidade
56 2006 12226 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 em duas dimens√Ķes para fluidos compress√≠veis em alta velocidade
57 2003 09555 Texto completo de evento I Fuel performance during in LBLOCA in Angra 1 Nuclear Power Plant
58 1999 06618 Texto completo de evento N Simulacao dos acidentes de partida a frio e queda de um elemento combustivel no reator IEA-R1m
59 1997 05004 Texto completo de evento N Hazard and operability study (HazOp) dos procedimentos de partida do reator IEA-R1 de 2MW de potencia
60 1997 05008 Texto completo de evento N Analise do desempenho do combustivel durante uma APRPGR na usina nuclear de ANGRA-1
61 1995 05892 Texto completo de evento N Migracao do codigo RELAP5 MOD2 para microcomputadores e estacao de trabalho
62 1993 02115 Texto completo de evento N Estudo do comportamento do pressurizador do codigo RELAP4
63 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
64 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
65 1991 04048 Série Publicação IPEN N Simulacao de experiencias de despressurizacao atraves do codigo TRAC-PD2
66 1991 04050 Série Publicação IPEN N Comparacao entre os codigos RELAP5/MOD1 e TRAC-PD2 na simulacao da experiencia CANON
67 1991 04052 Série Publicação IPEN N Interligacao do codigos FRAP-T, FRAPCON e RELAP-4 para analise de transientes e acidentes de varetas combustiveis de reatores de agua leve
68 1991 04054 Série Publicação IPEN 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
69 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
70 1991 04159 Texto completo de evento N Avaliacao dos codigos da linha RELAP para estimativa de fluxo de calor critico
71 1991 04621 Texto completo de evento N Tema especial em fisica de reatores: TE/TH-2 resultaddos do grupo do (IPEN-CNEN/SP)
72 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
73 1989 01772 Texto completo de evento N Utilizacao do codigo TRAC-PDZ para simulacao de experiencia CANON
74 1989 01773 Texto completo de evento N Utilizacao do codigo RELAP 5/MOD 1 para simulacao de experiencia CANON
75 1989 01774 Texto completo de evento N Utilizacao do codigo RELAP 4/MOD 3 e RELAP4/MOD5 para a simulacao de experiencia CANON
76 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
77 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
78 1988 01689 Texto completo de evento N Metodologia simplificada para analise da contencao de Angra-I
79 1986 02409 Texto completo de evento N Comparacao entre os codigos RELAP5/MOD1 e TRAC-PD2 na simulacao da experiencia CANON
80 1986 02597 Texto completo de evento N Simulacao de experiencias de despressurizacao atraves do codigo TRAC-PD2
81 1985 02633 Texto completo de evento N Aplicacao do codigo TRACPD2 na simulacao da experiencia CANON
82 1983 01389 Dissertação N Simulacao numerica de escoamento bifasico adiabatico, bidimensional, em regime transiente, aplicando o modelo de dois fluidos

Quadro resumo por ano e tipo de publicação gerada em tempo real a partir do registro dos dados do autor no Repositório Digital/IPEN
15/11/2018 13:22:30
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 5 2 23 27 2 2 1 1 1 82
2018 1 1
2017 3 2 1 1 8
2016 1 8
2015 1 1 2
2014 1
2013 3 1 5
2012 3 3
2011 1 8 10
2010 2 2 6
2009 5 5
2008 1 1 1 1 5
2007 1 1
2006 1 1
2003 1 1
1999 1 1
1997 2 2
1995 1 1
1993 2 2
1992 1 1
1991 3 7
1990 1 1
1989 5 5
1988 1 1
1986 2 2
1985 1 1
1983 1 1