INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES
Repositório Digital da Produção Técnico Científica Biblioteca Terezine Arantes Ferraz |
MIGUEL MATTAR NETO INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES |
Currículo Lattes ORCID Google Acadêmico |
Variações do nome do autor constantes no Repositório Digital/IPEN e a respectiva quantidade |
MATTAR NETO, M. ( 120 ) |
MATTAR NETO, MIGUEL ( 115 ) |
MIGUEL MATTAR NETO ( 7 ) |
MATTAR, M. ( 2 ) |
NETO, M.M. ( 2 ) |
Publicações do autor MIGUEL MATTAR NETO depositadas no Repositório Digital/IPEN - Total : 246 13/12/2024 01:57:50 | |||||
Seq | Ano | Ipen_doc | Tipo | Circ. | Título |
1 | 2024 | 30428 | Artigo de periódico | Internacional | Effects and recommendations of crack tip modelling on compliance solutions |
2 | 2024 | 30519 | Texto completo de evento | Internacional | Methodology for safety analysis of a nuclear-powered submarine applied to the Brazilian coastal zone |
3 | 2024 | 30525 | Texto completo de evento | Internacional | The effects of support nonlinearities in the piping structural response |
4 | 2024 | 30577 | Texto completo de evento | Internacional | Study of the renewed pipework of the TR-1B Cooling Tower of the IEA-R1 RR |
5 | 2024 | 30649 | Texto completo de evento | Internacional | Study on the licensing framework for land facilities supporting nuclear-powered submarines in the United Kingdom |
6 | 2024 | 30659 | Texto completo de evento | Internacional | Epithermal lead-cooled micro-reactor using fuel-moderator assemblies |
7 | 2024 | 30683 | Texto completo de evento | Internacional | A Small Punch Test device developed for low temperature tests with initial acceptance results |
8 | 2023 | 29904 | Artigo de periódico | Internacional | Assessment of the von Mises stresses and stress triaxiality in notches using modified tensile specimens |
9 | 2023 | 29916 | Artigo de periódico | Internacional | Evaluation of the influence of the viscous sublayer on the mechanical stability of fuel plates under axial flow conditions |
10 | 2023 | 29947 | Artigo de periódico | Internacional | Crack tunneling effects on the elastic unloading compliance of C(T), SE(B) and clamped SE(T) specimens and correction methodology |
11 | 2023 | 30153 | Resumo de eventos científicos | Internacional | Correlations of mechanical properties by SPT (Small Punch Test) and conventional tensile test for Al 6061 – T6 |
12 | 2023 | 30216 | Artigo de periódico | Nacional | Development of the reliability assurance program in a Brazilian nuclear power plant subsidized by a reliability, availability and maintainability model |
13 | 2022 | 29034 | Artigo de periódico | Nacional | Critical velocity experimental assessment in flat plate fuel element for nuclear research reactor |
14 | 2022 | 29114 | Artigo de periódico | Nacional | Effect of mounting orientation on testing equipment on elastic compliance of clamped SE(T) specimens |
15 | 2022 | 29116 | Artigo de periódico | Nacional | Evaluation of “Safety Related” and “Important to Safety” terminology for safety classification of nuclear installation items in Brazil |
16 | 2022 | 29119 | Artigo de periódico | Nacional | Design considerations for rectangular bolted full face flanged joints for surface condensers |
17 | 2022 | 29120 | Artigo de periódico | Nacional | Encapsulated OSB energy absorption potential |
18 | 2022 | 29124 | Artigo de periódico | Nacional | Licensing approach applicable to land facilities supporting nuclear-powered submarines |
19 | 2022 | 29197 | Resumo de eventos científicos | Internacional | The use of miniaturized samples to determine mechanical properties of materials |
20 | 2022 | 29420 | Resumo de eventos científicos | Nacional | Assessment of the von Mises stresses and stress triaxiality in notches using modified tensile specimens |
21 | 2022 | 29551 | Artigo de periódico | Nacional | IEA-R1 renewed primary system pump B1-B nozzles stress analysis |
22 | 2022 | 29552 | Artigo de periódico | Nacional | External Events PSA |
23 | 2022 | 29555 | Artigo de periódico | Nacional | Risk-based design of electric power systems for non-conventional nuclear facilities at shutdown modes |
24 | 2021 | 27756 | Relatório técnico | Nacional | Análise B5 X B5 Modificada |
25 | 2021 | 27757 | Relatório técnico | Nacional | Sismo de Desligamento Seguro |
26 | 2021 | 27931 | Artigo de periódico | Nacional | Overview of seismic probabilistic safety assessment applied to a nuclear installation located in a low seismicity zone |
27 | 2021 | 28058 | Relatório técnico | Nacional | Análise estrutural do EC do RMB - Sismo de Desligamento Seguro + Condição normal de operação do RMB |
28 | 2021 | 28202 | Texto completo de evento | Internacional | Design considerations for rectangular bolted full face flanged joints for surface condensers |
29 | 2021 | 28215 | Texto completo de evento | Internacional | Effect of mounting orientation on testing equipment on the elastic compliance of clamped SE(T) specimens |
30 | 2021 | 28218 | Texto completo de evento | Internacional | Encapsulated OSB energy absorption Potential |
31 | 2021 | 28222 | Texto completo de evento | Internacional | Evaluation of “Safety Related” and “Important to Safety” terminology for safety classification of nuclear installation items in Brazil |
32 | 2021 | 28230 | Texto completo de evento | Internacional | IEAR1 renewed primary system pump B1B nozzles stress analysis |
33 | 2021 | 28237 | Texto completo de evento | Internacional | Licensing approach for nuclear-powered submarines land support facilities |
34 | 2021 | 28251 | Texto completo de evento | Internacional | Numerical analysis of the small punch test for different theoretical materials |
35 | 2021 | 28278 | Texto completo de evento | Internacional | Small punch test devices in development at IPEN aiming to perform tests in RMB hot cells |
36 | 2021 | 28279 | Texto completo de evento | Internacional | Small punch tests with a recently developed device in IPEN |
37 | 2021 | 28286 | Texto completo de evento | Internacional | The effect of mass scaling and speed increase in explicit dynamic simulations using tensile test |
38 | 2021 | 28302 | Texto completo de evento | Internacional | External Events PSA |
39 | 2021 | 28303 | Texto completo de evento | Internacional | Risk-based design of electric power systems for non-conventional nuclear facilities at shutdown modes |
40 | 2021 | 28311 | Relatório técnico | Nacional | Análise Estrutural Preliminar do Fundo da Piscina de Estocagem de Combustíveis Queimados do N03 |
41 | 2021 | 28312 | Relatório técnico | Nacional | Análise Estrutural Preliminar da Solda Externa do Suporte M24 |
42 | 2020 | 26673 | Artigo de periódico | Internacional | Numerical investigation on the effects of geometric deviations and materials properties on flow-induced deflections of fuel plates |
43 | 2020 | 26900 | Texto completo de evento | Internacional | Analytical and experimental analysis on safety related aspects of the RMB research reactor |
44 | 2020 | 27474 | Relatório técnico | Nacional | Determinação das características dinâmicas básicas do elemento combustível do RMB - Análise Modal |
45 | 2020 | 27475 | Relatório técnico | Nacional | Verificação das respostas às acelerações máximas provenientes dos espectros de resposta sísmicos do elemento combustível do RMB - Análise Modal |
46 | 2020 | 27477 | Relatório técnico | Nacional | Avaliação da condição de montagem do elemento combustível do RMB – tensão de assentamento nos contatos do E.C. |
47 | 2020 | 27716 | Artigo de periódico | Nacional | Recommendation for linearization procedure in nuclear pressure vessel-nozzle intersections |
48 | 2020 | 27723 | Artigo de periódico | Nacional | RMB experimental program on the hydrodynamical behavior of fuel assemblies |
49 | 2019 | 25210 | Artigo de periódico | Internacional | Particle swarm optimization applied to the nuclear fuel bundle spacer grid spring design |
50 | 2019 | 25805 | Artigo de periódico | Internacional | Numerical analysis on stability of nuclear fuel plates with inlet support comb |
51 | 2019 | 26344 | Texto completo de evento | Internacional | RMB experimental program on the hydrodynamical behavior of fuel assemblies |
52 | 2019 | 26366 | Texto completo de evento | Internacional | Recommendations for linearization procedure in pressure Vessel-Nozzle intersections |
53 | 2019 | 26368 | Texto completo de evento | Internacional | Preliminar mechanical evaluation of the structure of a nuclear plate-type fuel element |
54 | 2019 | 26369 | Texto completo de evento | Internacional | Structural assessment of pressurizer V-102 of the circuit Orquídea |
55 | 2019 | 26370 | Texto completo de evento | Internacional | Structural integrity analysis of the heavy water reflector tanks of the IPEN/MB-01 Reactor |
56 | 2019 | 26374 | Texto completo de evento | Internacional | Overview of the seismic probabilistic safety assessment applied to a nuclear installation located in a low seismicity zone |
57 | 2019 | 26384 | Texto completo de evento | Internacional | Assessment of ANSYS LS-DYNA capabilities for analysis of drop tests of nuclear fuel element transportation casks |
58 | 2019 | 26685 | Artigo de periódico | Nacional | Simplified CFD model of coolant channels typical of a plate-type fuel element |
59 | 2018 | 24279 | Relatório técnico | Nacional | Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Edifício de Tomada de Água de Refrigeração – UPC/1+2UQB |
60 | 2018 | 24280 | Relatório técnico | Nacional | Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Edifício Auxiliar do Reator - UKA |
61 | 2018 | 24281 | Relatório técnico | Nacional | Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Caixas de Passagem de Cabos - UBS |
62 | 2018 | 24282 | Relatório técnico | Nacional | Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Caixa de Coleta de Água de Serviço - UQM |
63 | 2018 | 24283 | Relatório técnico | Nacional | Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Câmara de Compensação de Água de Serviço para o PEB - UQZ |
64 | 2018 | 24284 | Relatório técnico | Nacional | Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Caixas de Passagem de Tubulação do PEB 1–5UPX |
65 | 2018 | 24285 | Relatório técnico | Nacional | Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Prédio UJB-UJE acima da cota +28.15m e Colunas |
66 | 2018 | 24753 | Artigo de periódico | Internacional | Numerical methodology for fluid-structure interaction analysis of nuclear fuel plates under axial flow conditions |
67 | 2018 | 24765 | Artigo de periódico | Internacional | Experimental residual stress and geometric imperfections on pressure hull instability analysis |
68 | 2018 | 25175 | Iniciação Científica | Nacional | Simulações numéricas para avaliação estrutural de componentes mecânicos |
69 | 2017 | 23424 | Relatório técnico | Nacional | Avaliação de falha de tubulação em teste hidrostático |
70 | 2017 | 23425 | Relatório técnico | Nacional | Avaliação da integridade estrutural da barreira de pressão dos filtros FT-1234001 A/B e FT-1234002 A/B - etapa 1 – análise da documentação de projeto, fabricação, inspeções e testes |
71 | 2017 | 23428 | Relatório técnico | Nacional | Avaliação da integridade estrutural da barreira de pressão dos filtros FT-1234001 A/B e FT-1234002 A/B - etapa 2 – avaliação dos mecanismos de deterioração aplicáveis |
72 | 2017 | 23429 | Relatório técnico | Nacional | Corrosão de itens internos dos VORECONs |
73 | 2017 | 24028 | Texto completo de evento | Internacional | Structural evaluation of IEA-R1 primary system pump nozzles |
74 | 2017 | 24031 | Texto completo de evento | Internacional | Simplified CFD model of coolant channels typical of a plate-type fuel element: an exhaustive verification of the simulations |
75 | 2017 | 24608 | Resumo de eventos científicos | Internacional | IEA-R1 renewed primary coolant piping system stress analysis |
76 | 2017 | 24609 | Resumo de eventos científicos | Internacional | Refurbishment of the IEA-R1 primary coolant system piping supports |
77 | 2017 | 24613 | Resumo de eventos científicos | Internacional | Ageing assessment of the brazilian research reactor IEA-R1 coresupport structures |
78 | 2017 | 24999 | Texto completo de evento | Internacional | One-way fluid-structure interaction model to study the influence of the fluid velocity and coolant channel thickness on the stability of nuclear fuel plates+ |
79 | 2016 | 22849 | Texto completo de evento | Nacional | Avaliação estrutural de um suporte da tubulação do sistema de refrigeração do reator nuclear de pesquisa IPEN IEA-R1 |
80 | 2016 | 22989 | Artigo de periódico | Internacional | Reviewed software methodology to stress corrosion prediction |
81 | 2016 | 22991 | Artigo de periódico | Internacional | Finite element cold bending residual stress evaluation on submarine pressure hull instability assessment |
82 | 2015 | 21008 | Texto completo de evento | Internacional | Refurbishment of the IEA-R1 primary coolant system piping supports |
83 | 2015 | 21009 | Texto completo de evento | Internacional | IEA-R1 renewed primary coolant piping system stress analysis |
84 | 2015 | 22132 | Artigo de periódico | Internacional | Compared modeling study of primary water stress corrosion cracking at dissimilar weld of alloy 182 of pressurized wter nuclear reactor according to hydrogen concentration |
85 | 2014 | 20209 | Artigo de periódico | Internacional | Modeling of tests of primary water stress corrosion cracking of alloy 182 of pressurized water reactor according to EPRI and USNRC recommendations |
86 | 2014 | 20210 | Artigo de periódico | Internacional | Preliminary stress corrosion cracking modeling study of a dissimilar material weld of alloy (Inconel) 182 with stainless steel 316 in pressurized water nuclear reactor |
87 | 2014 | 20214 | Artigo de periódico | Internacional | A methodology for modeling stress corrosion cracking with an example |
88 | 2014 | 21188 | Capítulo de livro | Internacional | Stress corrosion cracking |
89 | 2014 | 22284 | Artigo de periódico | Nacional | Influência da tensão residual de conformação mecânica na flambagem de cascos resistentes de submarinos |
90 | 2013 | 19258 | Texto completo de evento | Internacional | Seismic analysis of the saddle supports from a horizontal vessel |
91 | 2013 | 19446 | Texto completo de evento | Internacional | Comparative study of design of piping supports class 1, 2 and 3 considering german code KTA and ASMEIII - NF |
92 | 2013 | 19458 | Texto completo de evento | Internacional | IEA-R1 primary and secondary coolant piping systems coupled stress analysis |
93 | 2013 | 19464 | Texto completo de evento | Internacional | Analysis framework to calibrate a numerical model to simulate the thermal test of a 1:2 scale dual purpose cask under accident conditions |
94 | 2013 | 19481 | Texto completo de evento | Internacional | Preliminary stress corrosion cracking modeling study of a dissimilar material weld of alloy (INCONEL) 182 with stainless steel 316 |
95 | 2013 | 19622 | Texto completo de evento | Internacional | Modeling of tests of preliminary water stress corrosion cracking of alloy 182 of pressurized water reactor according to EPRI and USNRC recommendations |
96 | 2013 | 19627 | Texto completo de evento | Nacional | Proposta de transferência de metodologia de modelagem de corrosão sob tensão da indústria nuclear para outras indústrias |
97 | 2012 | 18771 | Texto completo de evento | Internacional | On the water for filling and draining procedures for the IEA-R1 beam holes |
98 | 2011 | 16590 | Texto completo de evento | Nacional | Modelos de processos de fratura por corrosão sob tensão em componentes de reatores nucleares - alguns resultados e exemplos |
99 | 2011 | 16591 | Texto completo de evento | Internacional | Improvement on the numerical structural assessment of a half scale model of a nuclear spent fuel elements transportation package under 9m drop tests |
100 | 2011 | 17028 | Texto completo de evento | Nacional | Resultados de modelagem de iniciação de fratura por corrosão sob tensão em componentes de reatores nucleares |
101 | 2011 | 17029 | Texto completo de evento | Internacional | A methodology for modeling stress corrosion cracking with an example |
102 | 2011 | 17030 | Texto completo de evento | Internacional | ASME stress linearization and classification of a WYE piping junction |
103 | 2011 | 17035 | Texto completo de evento | Internacional | ASME stress linearization and classification - A discussion based on a case study |
104 | 2011 | 17056 | Texto completo de evento | Internacional | The importance of the strain rate and creep on the stress corrosion cracking mechanisms and models |
105 | 2011 | 17075 | Texto completo de evento | Internacional | Design methodology for vertical centrifugal pumps |
106 | 2011 | 17077 | Texto completo de evento | Internacional | Testing of a transport cask for research reactor spent fuel |
107 | 2011 | 17114 | Texto completo de evento | Internacional | Flow velocity calculation to avoid instability in a typical research reactor core |
108 | 2011 | 17122 | Texto completo de evento | Internacional | Structural analysis of the as-builted IEA-R1 primary coolant piping system using a complete three-dimensional model |
109 | 2010 | 15596 | Texto completo de evento | Internacional | Ageing assessment of the brazilian research reactor IEA-R1 core |
110 | 2010 | 15668 | Texto completo de evento | Nacional | Sobre o empenamento térmico de estruturas rígidas |
111 | 2010 | 15670 | Texto completo de evento | Internacional | Proposition of theoretical improvement on models of primary water stress corrosion cracking |
112 | 2010 | 15673 | Texto completo de evento | Nacional | Análises térmicas transiente e de queda livre de 9M de um modelo em escala 1:2 de uma embalagem para transporte e armazenagem de combustíveis nucleares queimados |
113 | 2010 | 15776 | Artigo de periódico | Internacional | Stress measurements in a structural component using magnetic Barkhausen noise analysis |
114 | 2010 | 16133 | Texto completo de evento | Nacional | Sobre o empenamento termico de placas rigidas de concreto rolado sobre apoio elastico |
115 | 2009 | 14129 | Texto completo de evento | Internacional | Study for improving and generalization of modeling of stress corrosion cracking at pressurized water reactors |
116 | 2009 | 14130 | Texto completo de evento | Internacional | Angra 1 RPV and pressurizer ageing management programs |
117 | 2009 | 14599 | Texto completo de evento | Nacional | Metodologia para testes mecanicos e termicos em placas de pavimento de concreto |
118 | 2009 | 14605 | Texto completo de evento | Internacional | Numerical and experimental structural assessment of a half scale model of a nuclear spent fuel elements transportation package under 9 m drop tests |
119 | 2009 | 14606 | Texto completo de evento | Internacional | ANSYS LS-DYNA PC modeling of contact/impact with high and low stiffness materials in the numerical simulation of nuclear transportation packages under 9 m drop tests |
120 | 2009 | 14607 | Texto completo de evento | Internacional | The structural design of nuclear components IPEN design by analysis experience |
121 | 2009 | 14608 | Texto completo de evento | Internacional | Valve certification - fabrication and design aspects: A practical example |
122 | 2009 | 14638 | Texto completo de evento | Nacional | Study for extension and improvement on modeling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of pressurized water reactors |
123 | 2009 | 14639 | Texto completo de evento | Nacional | Estudo numerico e experimental de um pavimento submetido a diferenciais termicos controlados |
124 | 2009 | 15291 | Texto completo de evento | Internacional | On the classification of structures, systems and component of nuclear research and test reactors |
125 | 2009 | 15297 | Texto completo de evento | Internacional | Preliminary study for extension and improvement on modeling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of pressurized water reactors |
126 | 2009 | 15298 | Texto completo de evento | Internacional | An approach for the design of closure boltz of spent fuel elements transportation packages |
127 | 2009 | 15301 | Texto completo de evento | Internacional | Transient thermal analysis of a 1:2 scale cask for research reactors nuclear spent fuel elements considering thermal contacts and irradiation |
128 | 2008 | 12259 | Artigo de periódico | Internacional | Options for the interim storage of IEA-R1 research reactor spent fuels |
129 | 2008 | 13187 | Artigo de periódico | Internacional | Using eddy current NDT to check integrity of triga mark I fuel rods cladding |
130 | 2008 | 13192 | Artigo de periódico | Internacional | On the structural integrity assessment of cracked piping of PWR nuclear reactors primary systems |
131 | 2008 | 13448 | Texto completo de evento | Internacional | Nonlinear issues on the numerical simulations of the 9 meter drop test of a transportation package |
132 | 2008 | 13472 | Texto completo de evento | Nacional | Avaliacao estrutural de pecas de tubulacao tipo Y, conforme o codigo ASME, section VIII, division 2 |
133 | 2008 | 13473 | Texto completo de evento | Nacional | Avaliacao do projeto de amortecedores de impacto para embalagens de transporte de elementos combustiveis irradiados de reatores nucleares de pesquisa |
134 | 2008 | 13480 | Texto completo de evento | Internacional | Analytical and numerical evaluation of the impact limiters design of a research reactors spent fuel transportation package half scale model under 9 M drop tests |
135 | 2008 | 13629 | Texto completo de evento | Internacional | Numerical simulation of a 9m free drop test in a 1:2 scale model cask for spent fuel elements of nuclear research reactors |
136 | 2008 | 13630 | Texto completo de evento | Internacional | On the modeling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of pressurized water reactors |
137 | 2007 | 11906 | Artigo de periódico | Internacional | Preliminary results on modelling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of PWR nuclear plants |
138 | 2007 | 11999 | Texto completo de evento | Internacional | The use of magnetic barkhausen noise analysis for nondestructive determination of stresses in structural elements |
139 | 2007 | 12089 | Texto completo de evento | Internacional | Main results on modeling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of pressurized water reactors |
140 | 2007 | 12090 | Texto completo de evento | Internacional | Structural assessment of the IEA-R1 research reactor core matrix plate under loads from a new pneumatic irradiation system |
141 | 2007 | 12177 | Texto completo de evento | Internacional | Structural analysis of items in the pressure boundary of the IEA-R1 research reactor heat exchanger |
142 | 2007 | 12347 | Texto completo de evento | Internacional | Variáveis que influenciam os resultados do ensaio de materiais ferromagnéticos pela analise do ruído magnético Barkhausen |
143 | 2007 | 12349 | Texto completo de evento | Internacional | Development and application of an approach to assess the global thermal efficiency of a thermal electric power plant |
144 | 2007 | 12357 | Texto completo de evento | Internacional | Analise estrutural da placa matriz suporte do nucleo do reator nuclear de pesquisa IEA-R1 |
145 | 2007 | 12367 | Texto completo de evento | Internacional | Results on modeling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of pressurized water reactors |
146 | 2007 | 12368 | Texto completo de evento | Internacional | Methodology to obtain semi-elliptical cracks in a nuclear reactor pressure vessel model |
147 | 2007 | 12720 | Artigo de periódico | Internacional | Diseno de seguridad en compresor con COsub(2) |
148 | 2007 | 13961 | Texto completo de evento | Internacional | A 9m drop test simulation of a dual purpose cask for spent fuel elements of nuclear research reactors |
149 | 2007 | 13962 | Texto completo de evento | Internacional | Participation of research institutes in Angra's PLiM |
150 | 2007 | 13967 | Texto completo de evento | Internacional | A rational approach to evaluate a steam turbine rotor grabbing and locking event |
151 | 2007 | 13968 | Texto completo de evento | Internacional | Finite element analysis of a compressor housing used in high pressure refrigeration system |
152 | 2007 | 14659 | Capítulo de livro | Internacional | Modeling of primary water stress corrosion cracking (PWSCC) at control rod drive mechanism (CRDM) mozzles of pressurized water reactors (PWR) |
153 | 2006 | 12690 | Resumo de eventos científicos | Internacional | A 9m drop test simulation of a dual purpose cask for nuclear research reactor spent fuel elements |
154 | 2006 | 15469 | Texto completo de evento | Internacional | Options for the interim spent fuel storage of the IEA-R1 research reactor in Brazil |
155 | 2006 | 15611 | Capítulo de livro | Internacional | Spent fuel management options for research reactors in Latin America |
156 | 2005 | 10583 | Texto completo de evento | Internacional | Construcao de um sistema de testes de choque termico pressurizado para avaliacao da integridade estrutural de vasos de pressao de reator nuclear do tipo PWR |
157 | 2005 | 10789 | Texto completo de evento | Internacional | Analise de opcoes para o armazenamento temporario de combustiveis queimados do reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP |
158 | 2005 | 10790 | Texto completo de evento | Internacional | Utilizacao do ensaio de correntes parasitas para avaliacao de integridade do revestimento de combustivel do tipo placa |
159 | 2005 | 10835 | Artigo de periódico | Nacional | Normalizing treatment influence on the forget steel SAE 8620 fracture properties |
160 | 2005 | 10855 | Texto completo de evento | Internacional | Stress intensity factors evaluation due to thermal stresses using photoelasticity |
161 | 2005 | 10856 | Texto completo de evento | Internacional | Comparison between S-N-P curves obtained from constant stress and step-stress fatigue tests |
162 | 2005 | 10857 | Texto completo de evento | Internacional | Strain Measurements during pressurized thermal shock experiment |
163 | 2005 | 10861 | Texto completo de evento | Internacional | Structural drop test simulation of a cask for spent fuel elements from nuclear research reactors |
164 | 2005 | 11045 | Texto completo de evento | Internacional | The use of magnetic barkhausen noise analysis for mechanical stresses evaluation |
165 | 2005 | 11046 | Texto completo de evento | Internacional | Influence of the materials mechanical properties on the structural integrity assessment of cracked piping of PWR nuclear reactors primary systems |
166 | 2005 | 11047 | Texto completo de evento | Internacional | Determination of stress intensity factors due to thermal stresses using isochromatic fringe patters |
167 | 2005 | 11048 | Texto completo de evento | Internacional | 3-D constraint effects on fracture mechanics specimens |
168 | 2005 | 11200 | Texto completo de evento | Internacional | Routines for the assessment of cracked piping of PWR nuclear reactors primary systems |
169 | 2005 | 11449 | Capítulo de livro | Internacional | Modeling of primary water stress corrosion cracking (PWSCC) at control rod drive mechanism (CRDM) nozzles of pressurized water reactors (PWR)in roadside soils |
170 | 2004 | 09841 | Texto completo de evento | Internacional | On the comparison between single purpose and dual purpose casks research reactors spent fuel elements transport and storage |
171 | 2004 | 10706 | Texto completo de evento | Internacional | Numerical study of 3-D constraint effects in SE(B) specimens |
172 | 2003 | 09590 | Artigo de periódico | Internacional | The use of castor oil polyurethane foam in impact limiters for radioactive materials packages |
173 | 2003 | 09842 | Texto completo de evento | Internacional | Estudo comparativo de metodologias para obtencao do parametro inegral J atraves da analise por elementos finitos |
174 | 2003 | 09885 | Texto completo de evento | Internacional | Eddy current NDT: A developed technology for In-use spent fuel cladding examination of TRIGA and MTR reactors |
175 | 2002 | 07629 | Texto completo de evento | Internacional | Research reactor spent fuel storage in transport casks |
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190 | 2002 | 09348 | Artigo de periódico | Nacional | Nondestructive evaluation of residual stresses in welded structures |
191 | 2002 | 09433 | Artigo de periódico | Nacional | Tecnicas de medicao de ruido eletroquimico e potencial de corrente continua reversa aplicadas a ensaios de corrosao sob tensao |
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201 | 1999 | 06668 | Texto completo de evento | Nacional | Avaliacao da integridade estrutural de vasos de pressao de reatores nucleares PWR |
202 | 1999 | 06669 | Texto completo de evento | Nacional | Integridade de tubos de geradores de vapor de reatores PWR: Criterios de tamponamento para PWSCC na regiao de transicao proximo ao espelho |
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209 | 1996 | 03000 | Texto completo de evento | Nacional | Pressure vessel components analysis based on LEFM |
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211 | 1996 | 03853 | Texto completo de evento | Nacional | Pressure vessel components analysis based on LEFM |
212 | 1996 | 03857 | Texto completo de evento | Nacional | Aspectos da avaliacao sismica do reator de pesquisa IEA-R1 |
213 | 1996 | 03862 | Texto completo de evento | Nacional | Stress intensity factors for nozzle corner cracks |
214 | 1996 | 03881 | Texto completo de evento | Nacional | Determinacao de tensoes em conexoes bocal-vaso utilizando modelos em elementos finitos |
215 | 1996 | 03882 | Texto completo de evento | Nacional | Avaliacao da ressonancia acustica em trocadores de calor |
216 | 1996 | 04091 | Texto completo de evento | Internacional | Evaluation of the collapse pressures of a ringstiffened cylindrical shell under external hydrostatic pressure using code formulations and FEA |
217 | 1995 | 02722 | Texto completo de evento | Nacional | Investigating ASME allowable loads with finite element analyses |
218 | 1995 | 02723 | Texto completo de evento | Nacional | Verificacao de tensoes em um vaso de pressao nuclear com carregamentos nao axissimetricos |
219 | 1995 | 02724 | Texto completo de evento | Nacional | Fracture mechanics and fatigue evaluation of nuclear reactor components |
220 | 1995 | 05857 | Texto completo de evento | Internacional | Crack instability analysis methods for leak-before-break program in piping systems |
221 | 1995 | 05858 | Texto completo de evento | Internacional | Fatigue evaluation of ASME class 1 components considering the environmental effects |
222 | 1995 | 05859 | Texto completo de evento | Internacional | On the stress assessment and verification of 3D finite element models |
223 | 1995 | 05860 | Texto completo de evento | Internacional | Interpreting ASME limits and philosophy in FEA of pressure vessel parts |
224 | 1995 | 05862 | Texto completo de evento | Internacional | ASME limits and contradictions in the finite element analyses of pressure vessels |
225 | 1995 | 05864 | Texto completo de evento | Internacional | Stress assessment of a component using 3D finite element models |
226 | 1995 | 05865 | Texto completo de evento | Internacional | A simple aproach to fatigue analysis in nuclear class 1 components |
227 | 1995 | 05866 | Texto completo de evento | Internacional | Crack instability analysis methods of piping systems for LBB applications |
228 | 1995 | 05867 | Texto completo de evento | Internacional | Evaluation of the overall collapse of a ring-stiffened cylindrical shell |
229 | 1995 | 05868 | Texto completo de evento | Internacional | Seismic qualification tests of a nuclear power installation isolation valve |
230 | 1995 | 05869 | Texto completo de evento | Internacional | A discussion about P-T limit curves and PTS evaluation |
231 | 1995 | 05873 | Texto completo de evento | Internacional | Stress analyses of the internals of a research PWR vessel. A general overview |
232 | 1995 | 05874 | Texto completo de evento | Internacional | Stress analysis of a research PWR pressure vessel. A general description |
233 | 1994 | 05508 | Texto completo de evento | Nacional | Uma abordagem para a definicao de criterios, codigos e normas para o projeto mecanico e estrutural de componentes de centrais nucleares |
234 | 1994 | 05733 | Texto completo de evento | Internacional | Aspects of design and stress classification of a PWR support structure |
235 | 1994 | 05776 | Texto completo de evento | Nacional | Avaliacao da instabilidade de trincas para aplicacao dos conceitos de vazamento-antes-da-ruptura em tubulacoes |
236 | 1994 | 05777 | Texto completo de evento | Nacional | Avaliacao de fadiga em componentes de vasos de pressao nucleares |
237 | 1994 | 05778 | Texto completo de evento | Internacional | Instability evaluation in austenitic piping systems using two different approaches |
238 | 1993 | 02170 | Texto completo de evento | Nacional | Avaliacao do colapso elasto-plastico de cascas cilindricas reforcadas sob pressao externa |
239 | 1992 | 04528 | Texto completo de evento | Nacional | Avaliacao de tensoes em bocais de cascas esfericas |
240 | 1992 | 04529 | Texto completo de evento | Nacional | Analise de tensoes na estrutura de suporte do vaso de pressao de um reator PWR |
241 | 1992 | 04532 | Texto completo de evento | Nacional | Analise termo-estrutural do suporte do vaso de pressao de um reator PWR |
242 | 1989 | 04284 | Tese | Nacional | Elementos finitos simples de placa |
243 | 1986 | 02315 | Texto completo de evento | Nacional | Comparacao entre elementos de placa triangulares baseadas na teoria de Mindlin |
244 | 1986 | 03161 | Texto completo de evento | Nacional | Analise dinamica de tubulacoes por sintese modal |
245 | 1984 | 02439 | Resumo de eventos científicos | Nacional | Sobre a solucao interativa de sistemas de equacoes lineares em engenharia estrutural |
246 | 1983 | 01004 | Dissertação | Nacional | Analise estrutural de um modelo de vaso de pressao de concreto protendido em regime nao linear |
Quadro resumo por ano e tipo de publicação gerada em tempo real a partir do registro dos dados do autor MIGUEL MATTAR NETO no Repositório Digital/IPEN 13/12/2024 01:57:52 | ||||||||||||||||||
Ano | Periódicos | Periódicos Resumos | Eventos Texto Completo | Eventos Resumos | Teses / Dissertações | Livros | Capítulos de Livros | Relatório Técnico | Iniciação Científica | Total | ||||||||
Inter. | Nac. | Inter. | Nac. | Inter. | Nac. | Inter. | Nac. | Mest. | Dout. | MP * | Inter. | Nac. | Inter. | Nac. | ||||
Total | 22 | 18 | 121 | 51 | 6 | 2 | 1 | 1 | 4 | 246 | ||||||||
2024 | 1 | 6 | 7 | |||||||||||||||
2023 | 3 | 1 | 1 | 5 | ||||||||||||||
2022 | 9 | 1 | 1 | 11 | ||||||||||||||
2021 | 1 | 12 | 5 | 18 | ||||||||||||||
2020 | 1 | 2 | 1 | 3 | 7 | |||||||||||||
2019 | 2 | 1 | 7 | 10 | ||||||||||||||
2018 | 2 | 7 | 10 | |||||||||||||||
2017 | 3 | 3 | 4 | 10 | ||||||||||||||
2016 | 2 | 1 | 3 | |||||||||||||||
2015 | 1 | 2 | 3 | |||||||||||||||
2014 | 3 | 1 | 1 | 5 | ||||||||||||||
2013 | 6 | 1 | 7 | |||||||||||||||
2012 | 1 | 1 | ||||||||||||||||
2011 | 9 | 2 | 11 | |||||||||||||||
2010 | 1 | 2 | 3 | 6 | ||||||||||||||
2009 | 10 | 3 | 13 | |||||||||||||||
2008 | 3 | 4 | 2 | 9 | ||||||||||||||
2007 | 2 | 13 | 1 | 16 | ||||||||||||||
2006 | 1 | 1 | 1 | 3 | ||||||||||||||
2005 | 1 | 12 | 1 | 14 | ||||||||||||||
2004 | 2 | 2 | ||||||||||||||||
2003 | 1 | 2 | 3 | |||||||||||||||
2002 | 2 | 9 | 6 | 17 | ||||||||||||||
2001 | 1 | 2 | 3 | |||||||||||||||
2000 | 1 | 4 | 5 | |||||||||||||||
1999 | 3 | 3 | ||||||||||||||||
1997 | 1 | 1 | ||||||||||||||||
1996 | 2 | 11 | 13 | |||||||||||||||
1995 | 13 | 3 | 16 | |||||||||||||||
1994 | 2 | 3 | 5 | |||||||||||||||
1993 | 1 | 1 | ||||||||||||||||
1992 | 3 | 3 | ||||||||||||||||
1989 | 1 | 1 | ||||||||||||||||
1986 | 2 | 2 | ||||||||||||||||
1984 | 1 | 1 | ||||||||||||||||
1983 | 1 | 1 | ||||||||||||||||
MP * - | de 2000 a 2012 - Mestrado Profissionalizante em Lasers em Odontologia a partir de 2022 - Mestrado Profissional em Tecnologia das Radiações em Ciências da Saúde |