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

 

Publicações do autor   MIGUEL MATTAR NETO    depositadas no Repositório Digital/IPEN - Total : 246 28/11/2024 02:37:15
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
176	2002	08563	Texto completo de evento	Nacional	Estudo dos mecanismos de fratura por corrosao sob tensao nos bocais do sistema de acionamento das barras de controle de usina termonuclear do tipo PWR
177	2002	08564	Texto completo de evento	Internacional	Structural integrity assessment of steam generator tubes using a new EPRI statistical approach
178	2002	08565	Texto completo de evento	Internacional	Fatigue test plan to obtain S-N curves
179	2002	08568	Texto completo de evento	Nacional	Criterios de tamponamento para tubos de geradores de vapor deteriorados por corrosao sob tensao pelo refrigerante do primario na regiao junto ao espelho
180	2002	08569	Texto completo de evento	Nacional	Estudo das limitacoes do ensaio nao destrutivo por correntes parasitas na avaliacao de integridade de tubos em geradores de vapor instalados em usinas nucleares tipo PWR
181	2002	08570	Texto completo de evento	Nacional	Aplicacao do Metodo Monte Carlo na avaliacao da integridade estrutural de tubos de geradores de vapor de centrais nucleares de potencia
182	2002	08571	Texto completo de evento	Nacional	Analise de tensões térmicas em chapa de policarbonato submetida a gradiente de temperatura
183	2002	08572	Texto completo de evento	Nacional	Caracterizacao de espuma polimerica para uso em embalagens para transporte de rejeitos radioativos
184	2002	08580	Texto completo de evento	Internacional	Regional dual-purpose cask for the storage and transport of research reactor spent fuel
185	2002	08699	Texto completo de evento	Internacional	Nondestructive evaluation of residual stresses in welded structures
186	2002	08700	Texto completo de evento	Internacional	Determinacao da carga de colapso de tubulacoes contendo trincas circunferenciais
187	2002	08705	Texto completo de evento	Internacional	Requisitos de projeto mecânico de componentes do mecanismo de acionamento de barras de controle de um reator PWR
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