INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES
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Nome : MIGUEL MATTAR NETO

INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES
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Variações do nome do autor constantes no Repositório Digital/IPEN
MATTAR NETO, MIGUEL
MATTAR NETO, M.
MATTAR, M.
NETO, M.M.

 

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

 
Publicações do autor   MIGUEL MATTAR NETO    depositadas no Repositório Digital/IPEN - Total : 205
Seq Ano Ipen_doc Tipo Circ. Título
1 2020 26673 Artigo de periódico I Numerical investigation on the effects of geometric deviations and materials properties on flow-induced deflections of fuel plates
2 2020 26900 Texto completo de evento I Analytical and experimental analysis on safety related aspects of the RMB research reactor
3 2020 27474 Relat√≥rio t√©cnico N Determina√ß√£o das caracter√≠sticas din√Ęmicas b√°sicas do elemento combust√≠vel do RMB - An√°lise Modal
4 2020 27475 Relat√≥rio t√©cnico N Verifica√ß√£o das respostas √†s acelera√ß√Ķes m√°ximas provenientes dos espectros de resposta s√≠smicos do elemento combust√≠vel do RMB - An√°lise Modal
5 2020 27477 Relat√≥rio t√©cnico N Avalia√ß√£o da condi√ß√£o de montagem do elemento combust√≠vel do RMB ‚Äď tens√£o de assentamento nos contatos do E.C.
6 2020 27716 Artigo de periódico I Recommendation for linearization procedure in nuclear pressure vessel-nozzle intersections
7 2020 27723 Artigo de periódico I RMB experimental program on the hydrodynamical behavior of fuel assemblies
8 2019 25210 Artigo de periódico I Particle swarm optimization applied to the nuclear fuel bundle spacer grid spring design
9 2019 25805 Artigo de periódico I Numerical analysis on stability of nuclear fuel plates with inlet support comb
10 2019 26344 Texto completo de evento I RMB experimental program on the hydrodynamical behavior of fuel assemblies
11 2019 26366 Texto completo de evento I Recommendations for linearization procedure in pressure Vessel-Nozzle intersections
12 2019 26368 Texto completo de evento I Preliminar mechanical evaluation of the structure of a nuclear plate-type fuel element
13 2019 26369 Texto completo de evento I Structural assessment of pressurizer V-102 of the circuit Orquídea
14 2019 26370 Texto completo de evento I Structural integrity analysis of the heavy water reflector tanks of the IPEN/MB-01 Reactor
15 2019 26374 Texto completo de evento I Overview of the seismic probabilistic safety assessment applied to a nuclear installation located in a low seismicity zone
16 2019 26384 Texto completo de evento I Assessment of ANSYS LS-DYNA capabilities for analysis of drop tests of nuclear fuel element transportation casks
17 2019 26685 Artigo de periódico I Simplified CFD model of coolant channels typical of a plate-type fuel element
18 2018 24279 Relat√≥rio t√©cnico N Apoio √† DRS ‚Äď Angra 3 ‚Äď PT ‚Äď Edif√≠cio de Tomada de √Āgua de Refrigera√ß√£o ‚Äď UPC/1+2UQB
19 2018 24280 Relat√≥rio t√©cnico N Apoio √† DRS ‚Äď Angra 3 ‚Äď PT ‚Äď Edif√≠cio Auxiliar do Reator - UKA
20 2018 24281 Relat√≥rio t√©cnico N Apoio √† DRS ‚Äď Angra 3 ‚Äď PT ‚Äď Caixas de Passagem de Cabos - UBS
21 2018 24282 Relat√≥rio t√©cnico N Apoio √† DRS ‚Äď Angra 3 ‚Äď PT ‚Äď Caixa de Coleta de √Āgua de Servi√ßo - UQM
22 2018 24283 Relat√≥rio t√©cnico N Apoio √† DRS ‚Äď Angra 3 ‚Äď PT ‚Äď C√Ęmara de Compensa√ß√£o de √Āgua de Servi√ßo para o PEB - UQZ
23 2018 24284 Relat√≥rio t√©cnico N Apoio √† DRS ‚Äď Angra 3 ‚Äď PT ‚Äď Caixas de Passagem de Tubula√ß√£o do PEB 1‚Äď5UPX
24 2018 24285 Relat√≥rio t√©cnico N Apoio √† DRS ‚Äď Angra 3 ‚Äď PT ‚Äď Pr√©dio UJB-UJE acima da cota +28.15m e Colunas
25 2018 24753 Artigo de periódico I Numerical methodology for fluid-structure interaction analysis of nuclear fuel plates under axial flow conditions
26 2018 24765 Artigo de periódico I Experimental residual stress and geometric imperfections on pressure hull instability analysis
27 2018 25175 Inicia√ß√£o Cient√≠fica N Simula√ß√Ķes num√©ricas para avalia√ß√£o estrutural de componentes mec√Ęnicos
28 2017 23424 Relatório técnico N Avaliação de falha de tubulação em teste hidrostático
29 2017 23425 Relat√≥rio t√©cnico N Avalia√ß√£o da integridade estrutural da barreira de press√£o dos filtros FT-1234001 A/B e FT-1234002 A/B - etapa 1 ‚Äď an√°lise da documenta√ß√£o de projeto, fabrica√ß√£o, inspe√ß√Ķes e testes
30 2017 23428 Relat√≥rio t√©cnico N Avalia√ß√£o da integridade estrutural da barreira de press√£o dos filtros FT-1234001 A/B e FT-1234002 A/B - etapa 2 ‚Äď avalia√ß√£o dos mecanismos de deteriora√ß√£o aplic√°veis
31 2017 23429 Relatório técnico N Corrosão de itens internos dos VORECONs
32 2017 24028 Texto completo de evento I Structural evaluation of IEA-R1 primary system pump nozzles
33 2017 24031 Texto completo de evento I Simplified CFD model of coolant channels typical of a plate-type fuel element: an exhaustive verification of the simulations
34 2017 24608 Resumo de eventos científicos I IEA-R1 renewed primary coolant piping system stress analysis
35 2017 24609 Resumo de eventos científicos I Refurbishment of the IEA-R1 primary coolant system piping supports
36 2017 24613 Resumo de eventos científicos I Ageing assessment of the brazilian research reactor IEA-R1 coresupport structures
37 2017 24999 Texto completo de evento I 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+
38 2016 22849 Texto completo de evento N Avaliação estrutural de um suporte da tubulação do sistema de refrigeração do reator nuclear de pesquisa IPEN IEA-R1
39 2016 22989 Artigo de periódico I Reviewed software methodology to stress corrosion prediction
40 2016 22991 Artigo de periódico I Finite element cold bending residual stress evaluation on submarine pressure hull instability assessment
41 2015 21008 Texto completo de evento I Refurbishment of the IEA-R1 primary coolant system piping supports
42 2015 21009 Texto completo de evento I IEA-R1 renewed primary coolant piping system stress analysis
43 2015 22132 Artigo de periódico I Compared modeling study of primary water stress corrosion cracking at dissimilar weld of alloy 182 of pressurized wter nuclear reactor according to hydrogen concentration
44 2014 20209 Artigo de periódico I Modeling of tests of primary water stress corrosion cracking of alloy 182 of pressurized water reactor according to EPRI and USNRC recommendations
45 2014 20210 Artigo de periódico I Preliminary stress corrosion cracking modeling study of a dissimilar material weld of alloy (Inconel) 182 with stainless steel 316 in pressurized water nuclear reactor
46 2014 20214 Artigo de periódico I A methodology for modeling stress corrosion cracking with an example
47 2014 21188 Capítulo de livro I Stress corrosion cracking
48 2014 22284 Artigo de peri√≥dico N Influ√™ncia da tens√£o residual de conforma√ß√£o mec√Ęnica na flambagem de cascos resistentes de submarinos
49 2013 19258 Texto completo de evento I Seismic analysis of the saddle supports from a horizontal vessel
50 2013 19446 Texto completo de evento I Comparative study of design of piping supports class 1, 2 and 3 considering german code KTA and ASMEIII - NF
51 2013 19458 Texto completo de evento I IEA-R1 primary and secondary coolant piping systems coupled stress analysis
52 2013 19464 Texto completo de evento I Analysis framework to calibrate a numerical model to simulate the thermal test of a 1:2 scale dual purpose cask under accident conditions
53 2013 19481 Texto completo de evento I Preliminary stress corrosion cracking modeling study of a dissimilar material weld of alloy (INCONEL) 182 with stainless steel 316
54 2013 19622 Texto completo de evento I Modeling of tests of preliminary water stress corrosion cracking of alloy 182 of pressurized water reactor according to EPRI and USNRC recommendations
55 2013 19627 Texto completo de evento N Proposta de transfer√™ncia de metodologia de modelagem de corros√£o sob tens√£o da ind√ļstria nuclear para outras ind√ļstrias
56 2012 18771 Texto completo de evento I On the water for filling and draining procedures for the IEA-R1 beam holes
57 2011 16590 Texto completo de evento N Modelos de processos de fratura por corros√£o sob tens√£o em componentes de reatores nucleares - alguns resultados e exemplos
58 2011 16591 Texto completo de evento I Improvement on the numerical structural assessment of a half scale model of a nuclear spent fuel elements transportation package under 9m drop tests
59 2011 17028 Texto completo de evento N Resultados de modelagem de iniciação de fratura por corrosão sob tensão em componentes de reatores nucleares
60 2011 17029 Texto completo de evento I A methodology for modeling stress corrosion cracking with an example
61 2011 17030 Texto completo de evento I ASME stress linearization and classification of a WYE piping junction
62 2011 17035 Texto completo de evento I ASME stress linearization and classification - A discussion based on a case study
63 2011 17056 Texto completo de evento I The importance of the strain rate and creep on the stress corrosion cracking mechanisms and models
64 2011 17075 Texto completo de evento I Design methodology for vertical centrifugal pumps
65 2011 17077 Texto completo de evento I Testing of a transport cask for research reactor spent fuel
66 2011 17114 Texto completo de evento I Flow velocity calculation to avoid instability in a typical research reactor core
67 2011 17122 Texto completo de evento I Structural analysis of the as-builted IEA-R1 primary coolant piping system using a complete three-dimensional model
68 2010 15596 Texto completo de evento I Ageing assessment of the brazilian research reactor IEA-R1 core
69 2010 15668 Texto completo de evento N Sobre o empenamento termico de estruturas rigidas
70 2010 15670 Texto completo de evento I Proposition of theoretical improvement on models of primary water stress corrosion cracking
71 2010 15673 Texto completo de evento N Analises termicas transiente e de queda livre de 9M de um modelo em escala 1:2 de uma embalagem para transporte e armazenagem de combustiveis nucleares queimados
72 2010 15776 Artigo de periódico I Stress measurements in a structural component using magnetic Barkhausen noise analysis
73 2010 16133 Texto completo de evento N Sobre o empenamento termico de placas rigidas de concreto rolado sobre apoio elastico
74 2009 14129 Texto completo de evento I Study for improving and generalization of modeling of stress corrosion cracking at pressurized water reactors
75 2009 14130 Texto completo de evento I Angra 1 RPV and pressurizer ageing management programs
76 2009 14599 Texto completo de evento N Metodologia para testes mecanicos e termicos em placas de pavimento de concreto
77 2009 14605 Texto completo de evento I Numerical and experimental structural assessment of a half scale model of a nuclear spent fuel elements transportation package under 9 m drop tests
78 2009 14606 Texto completo de evento I 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
79 2009 14607 Texto completo de evento I The structural design of nuclear components IPEN design by analysis experience
80 2009 14608 Texto completo de evento I Valve certification - fabrication and design aspects: A practical example
81 2009 14638 Texto completo de evento N Study for extension and improvement on modeling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of pressurized water reactors
82 2009 14639 Texto completo de evento N Estudo numerico e experimental de um pavimento submetido a diferenciais termicos controlados
83 2009 15291 Texto completo de evento I On the classification of structures, systems and component of nuclear research and test reactors
84 2009 15297 Texto completo de evento I Preliminary study for extension and improvement on modeling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of pressurized water reactors
85 2009 15298 Texto completo de evento I An approach for the design of closure boltz of spent fuel elements transportation packages
86 2009 15301 Texto completo de evento I Transient thermal analysis of a 1:2 scale cask for research reactors nuclear spent fuel elements considering thermal contacts and irradiation
87 2008 12259 Artigo de periódico I Options for the interim storage of IEA-R1 research reactor spent fuels
88 2008 13187 Artigo de periódico I Using eddy current NDT to check integrity of triga mark I fuel rods cladding
89 2008 13192 Artigo de periódico I On the structural integrity assessment of cracked piping of PWR nuclear reactors primary systems
90 2008 13448 Texto completo de evento I Nonlinear issues on the numerical simulations of the 9 meter drop test of a transportation package
91 2008 13472 Texto completo de evento N Avaliacao estrutural de pecas de tubulacao tipo Y, conforme o codigo ASME, section VIII, division 2
92 2008 13473 Texto completo de evento N Avaliacao do projeto de amortecedores de impacto para embalagens de transporte de elementos combustiveis irradiados de reatores nucleares de pesquisa
93 2008 13480 Texto completo de evento I 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
94 2008 13629 Texto completo de evento I Numerical simulation of a 9m free drop test in a 1:2 scale model cask for spent fuel elements of nuclear research reactors
95 2008 13630 Texto completo de evento I On the m,odeling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of pressurized water reactors
96 2007 11906 Artigo de periódico I Preliminary results on modelling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of PWR nuclear plants
97 2007 11999 Texto completo de evento I The use of magnetic barkhausen noise analysis for nondestructive determination of stresses in structural elements
98 2007 12089 Texto completo de evento I Main results on modeling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of pressurized water reactors
99 2007 12090 Texto completo de evento I Structural assessment of the IEA-R1 research reactor core matrix plate under loads from a new pneumatic irradiation system
100 2007 12177 Texto completo de evento I Structural analysis of items in the pressure boundary of the IEA-R1 research reactor heat exchanger
101 2007 12347 Texto completo de evento I Variaveis que influenciam os resultados do ensaio de materiais ferromagneticos pela analise do ruido magnetico Barkhausen
102 2007 12349 Texto completo de evento I Development and application of an approach to assess the global thermal efficiency of a thermal electric power plant
103 2007 12357 Texto completo de evento I Analise estrutural da placa matriz suporte do nucleo do reator nuclear de pesquisa IEA-R1
104 2007 12367 Texto completo de evento I Results on modeling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of pressurized water reactors
105 2007 12368 Texto completo de evento I Methodology to obtain semi-elliptical cracks in a nuclear reactor pressure vessel model
106 2007 12720 Artigo de periódico I Diseno de seguridad en compresor con COsub(2)
107 2007 13961 Texto completo de evento I A 9m drop test simulation of a dual purpose cask for spent fuel elements of nuclear research reactors
108 2007 13962 Texto completo de evento I Participation of research institutes in Angra's PLiM
109 2007 13967 Texto completo de evento I A rational approach to evaluate a steam turbine rotor grabbing and locking event
110 2007 13968 Texto completo de evento I Finite element analysis of a compressor housing used in high pressure refrigeration system
111 2007 14659 Capítulo de livro I Modeling of primary water stress corrosion cracking (PWSCC) at control rod drive mechanism (CRDM) mozzles of pressurized water reactors (PWR)
112 2006 12690 Resumo de eventos científicos I A 9m drop test simulation of a dual purpose cask for nuclear research reactor spent fuel elements
113 2006 15469 Texto completo de evento I Options for the interim spent fuel storage of the IEA-R1 research reactor in Brazil
114 2006 15611 Capítulo de livro I Spent fuel management options for research reactors in Latin America
115 2005 10583 Texto completo de evento I 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
116 2005 10789 Texto completo de evento I Analise de opcoes para o armazenamento temporario de combustiveis queimados do reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP
117 2005 10790 Texto completo de evento I Utilizacao do ensaio de correntes parasitas para avaliacao de integridade do revestimento de combustivel do tipo placa
118 2005 10835 Artigo de periódico N Normalizing treatment influence on the forget steel SAE 8620 fracture properties
119 2005 10855 Texto completo de evento I Stress intensity factors evaluation due to thermal stresses using photoelasticity
120 2005 10856 Texto completo de evento I Comparison between S-N-P curves obtained from constant stress and step-stress fatigue tests
121 2005 10857 Texto completo de evento I Strain Measurements during pressurized thermal shock experiment
122 2005 10861 Texto completo de evento I Structural drop test simulation of a cask for spent fuel elements from nuclear research reactors
123 2005 11045 Texto completo de evento I The use of magnetic barkhausen noise analysis for mechanical stresses evaluation
124 2005 11046 Texto completo de evento I Influence of the materials mechanical properties on the structural integrity assessment of cracked piping of PWR nuclear reactors primary systems
125 2005 11047 Texto completo de evento I Determination of stress intensity factors due to thermal stresses using isochromatic fringe patters
126 2005 11048 Texto completo de evento I 3-D constraint effects on fracture mechanics specimens
127 2005 11200 Texto completo de evento I Routines for the assessment of cracked piping of PWR nuclear reactors primary systems
128 2005 11449 Capítulo de livro I Modeling of primary water stress corrosion cracking (PWSCC) at control rod drive mechanism (CRDM) nozzles of pressurized water reactors (PWR)in roadside soils
129 2004 09841 Texto completo de evento I On the comparison between single purpose and dual purpose casks research reactors spent fuel elements transport and storage
130 2004 10706 Texto completo de evento I Numerical study of 3-D constraint effects in SE(B) specimens
131 2003 09590 Artigo de periódico I The use of castor oil polyurethane foam in impact limiters for radioactive materials packages
132 2003 09842 Texto completo de evento I Estudo comparativo de metodologias para obtencao do parametro inegral J atraves da analise por elementos finitos
133 2003 09885 Texto completo de evento I Eddy current NDT: A developed technology for In-use spent fuel cladding examination of TRIGA and MTR reactors
134 2002 07629 Texto completo de evento I Research reactor spent fuel storage in transport casks
135 2002 08563 Texto completo de evento N 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
136 2002 08564 Texto completo de evento I Structural integrity assessment of steam generator tubes using a new EPRI statistical approach
137 2002 08565 Texto completo de evento I Fatigue test plan to obtain S-N curves
138 2002 08568 Texto completo de evento N Criterios de tamponamento para tubos de geradores de vapor deteriorados por corrosao sob tensao pelo refrigerante do primario na regiao junto ao espelho
139 2002 08569 Texto completo de evento N 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
140 2002 08570 Texto completo de evento N Aplicacao do Metodo Monte Carlo na avaliacao da integridade estrutural de tubos de geradores de vapor de centrais nucleares de potencia
141 2002 08571 Texto completo de evento N Analise de tensoes termicas em chapa de policarbonato submetida a gradiente de temperatura
142 2002 08572 Texto completo de evento N Caracterizacao de espuma polimerica para uso em embalagens para transporte de rejeitos radioativos
143 2002 08580 Texto completo de evento I Regional dual-purpose cask for the storage and transport of research reactor spent fuel
144 2002 08699 Texto completo de evento I Nondestructive evaluation of residual stresses in welded structures
145 2002 08700 Texto completo de evento I Determinacao da carga de colapso de tubulacoes contendo trincas circunferenciais
146 2002 08705 Texto completo de evento I Requisitos de projeto mecanico de componentes do mecanismo de acionamento de barras de controle de um reator PWR
147 2002 08773 Texto completo de evento I Caracterizacao de espuma polimerica para uso em embalagens para transporte de rejeitos radioativos
148 2002 08780 Texto completo de evento I Tecnicas de medicao de ruido eletroquimico e potencial de corrente continua reversa aplicadas a ensaios de corrosao sob tensao
149 2002 09348 Artigo de periódico N Nondestructive evaluation of residual stresses in welded structures
150 2002 09433 Artigo de periódico N Tecnicas de medicao de ruido eletroquimico e potencial de corrente continua reversa aplicadas a ensaios de corrosao sob tensao
151 2001 07137 Texto completo de evento I Development of an impact limiter for Type B packages - characterization of its polymeric material
152 2001 07634 Texto completo de evento N Different approaches for structural integrity assessment of PWR steam generator tubes
153 2001 07635 Texto completo de evento N Assessment of maximium loads in ductile nuclear piping systems with through-wall circumferential cracks
154 2000 06926 Texto completo de evento N Criterios de tamponamento de tubos de geradores de vapor com trincas axiais na regiao das placas suportes
155 2000 06967 Texto completo de evento N Avaliacao da flambagem em vasos metalicos de contencao
156 2000 06970 Texto completo de evento I Stress categorization in nozzle to pressure vessel connection finite element models
157 2000 07021 Texto completo de evento N Desenvolvimento de amortecedor de impacto para embalagens para transporte de material radioativo - caracterizacao do material polimerico utilizado
158 2000 07122 Texto completo de evento N Projeto por analise de vasos de pressao: exemplos de utilizacao do ANSYS
159 1999 06667 Texto completo de evento N Optimization of an impact limiter for radioactive waste packaging
160 1999 06668 Texto completo de evento N Avaliacao da integridade estrutural de vasos de pressao de reatores nucleares PWR
161 1999 06669 Texto completo de evento N Integridade de tubos de geradores de vapor de reatores PWR: Criterios de tamponamento para PWSCC na regiao de transicao proximo ao espelho
162 1997 04979 Texto completo de evento N Avaliacao sismica de instalacoes nucleares
163 1996 02928 Texto completo de evento I Collapse of a ring-stiffened cylindrical shell under external hydrostatic pressure-comparison between FEA and analytical formulae
164 1996 02994 Texto completo de evento N Stress intensity factors for nozzle corner cracks
165 1996 02995 Texto completo de evento N Elastic plastic fracture analysis of circunsferential through-wall cracked pipes under combined bending and tension
166 1996 02996 Texto completo de evento N Evaluation of some ageing effects on the research reactor IEA-R1
167 1996 02997 Texto completo de evento N Determinacao de tensoes em conexoes bocal-cilindro utilizando modelos de elementos finitos
168 1996 03000 Texto completo de evento N Pressure vessel components analysis based on LEFM
169 1996 03630 Texto completo de evento N On the allowable loads of nuclear component using different stress assessment and stress classification
170 1996 03853 Texto completo de evento N Pressure vessel components analysis based on LEFM
171 1996 03857 Texto completo de evento N Aspectos da avaliacao sismica do reator de pesquisa IEA-R1
172 1996 03862 Texto completo de evento N Stress intensity factors for nozzle corner cracks
173 1996 03881 Texto completo de evento N Determinacao de tensoes em conexoes bocal-vaso utilizando modelos em elementos finitos
174 1996 03882 Texto completo de evento N Avaliacao da ressonancia acustica em trocadores de calor
175 1996 04091 Texto completo de evento I Evaluation of the collapse pressures of a ringstiffened cylindrical shell under external hydrostatic pressure using code formulations and FEA
176 1995 02722 Texto completo de evento N Investigating ASME allowable loads with finite element analyses
177 1995 02723 Texto completo de evento N Verificacao de tensoes em um vaso de pressao nuclear com carregamentos nao axissimetricos
178 1995 02724 Texto completo de evento N Fracture mechanics and fatigue evaluation of nuclear reactor components
179 1995 05857 Texto completo de evento I Crack instability analysis methods for leak-before-break program in piping systems
180 1995 05858 Texto completo de evento I Fatigue evaluation of ASME class 1 components considering the environmental effects
181 1995 05859 Texto completo de evento I On the stress assessment and verification of 3D finite element models
182 1995 05860 Texto completo de evento I Interpreting ASME limits and philosophy in FEA of pressure vessel parts
183 1995 05862 Texto completo de evento I ASME limits and contradictions in the finite element analyses of pressure vessels
184 1995 05864 Texto completo de evento I Stress assessment of a component using 3D finite element models
185 1995 05865 Texto completo de evento I A simple aproach to fatigue analysis in nuclear class 1 components
186 1995 05866 Texto completo de evento I Crack instability analysis methods of piping systems for LBB applications
187 1995 05867 Texto completo de evento I Evaluation of the overall collapse of a ring-stiffened cylindrical shell
188 1995 05868 Texto completo de evento I Seismic qualification tests of a nuclear power installation isolation valve
189 1995 05869 Texto completo de evento I A discussion about P-T limit curves and PTS evaluation
190 1995 05873 Texto completo de evento I Stress analyses of the internals of a research PWR vessel. A general overview
191 1995 05874 Texto completo de evento I Stress analysis of a research PWR pressure vessel. A general description
192 1994 05508 Texto completo de evento N Uma abordagem para a definicao de criterios, codigos e normas para o projeto mecanico e estrutural de componentes de centrais nucleares
193 1994 05733 Texto completo de evento I Aspects of design and stress classification of a PWR support structure
194 1994 05776 Texto completo de evento N Avaliacao da instabilidade de trincas para aplicacao dos conceitos de vazamento-antes-da-ruptura em tubulacoes
195 1994 05777 Texto completo de evento N Avaliacao de fadiga em componentes de vasos de pressao nucleares
196 1994 05778 Texto completo de evento I Instability evaluation in austenitic piping systems using two different approaches
197 1993 02170 Texto completo de evento N Avaliacao do colapso elasto-plastico de cascas cilindricas reforcadas sob pressao externa
198 1992 04528 Texto completo de evento N Avaliacao de tensoes em bocais de cascas esfericas
199 1992 04529 Texto completo de evento N Analise de tensoes na estrutura de suporte do vaso de pressao de um reator PWR
200 1992 04532 Texto completo de evento N Analise termo-estrutural do suporte do vaso de pressao de um reator PWR
201 1989 04284 Tese N Elementos finitos simples de placa
202 1986 02315 Texto completo de evento N Comparacao entre elementos de placa triangulares baseadas na teoria de Mindlin
203 1986 03161 Texto completo de evento N Analise dinamica de tubulacoes por sintese modal
204 1984 02439 Resumo de eventos científicos N Sobre a solucao interativa de sistemas de equacoes lineares em engenharia estrutural
205 1983 01004 Dissertação N 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
11/04/2021 23:56:03
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 21 4 103 51 4 1 1 1 4 205
2020 3 1 3 7
2019 3 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