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 : 234 31/05/2023 22:27:36
Seq	Ano	Ipen_doc	Tipo	Circ.	Título
1	2022	29034	Artigo de periódico	N	Critical velocity experimental assessment in flat plate fuel element for nuclear research reactor
2	2022	29114	Artigo de periódico	N	Effect of mounting orientation on testing equipment on elastic compliance of clamped SE(T) specimens
3	2022	29116	Artigo de periódico	N	Evaluation of “Safety Related” and “Important to Safety” terminology for safety classification of nuclear installation items in Brazil
4	2022	29119	Artigo de periódico	N	Design considerations for rectangular bolted full face flanged joints for surface condensers
5	2022	29120	Artigo de periódico	N	Encapsulated OSB energy absorption potential
6	2022	29124	Artigo de periódico	N	Licensing approach applicable to land facilities supporting nuclear-powered submarines
7	2022	29197	Resumo de eventos científicos	I	The use of miniaturized samples to determine mechanical properties of materials
8	2022	29420	Resumo de eventos científicos	N	Assessment of the von Mises stresses and stress triaxiality in notches using modified tensile specimens
9	2022	29551	Artigo de periódico	N	IEA-R1 renewed primary system pump B1-B nozzles stress analysis
10	2022	29552	Artigo de periódico	N	External Events PSA
11	2022	29555	Artigo de periódico	N	Risk-based design of electric power systems for non-conventional nuclear facilities at shutdown modes
12	2021	27756	Relatório técnico	N	Análise B5 X B5 Modificada
13	2021	27757	Relatório técnico	N	Sismo de Desligamento Seguro
14	2021	27931	Artigo de periódico	N	Overview of seismic probabilistic safety assessment applied to a nuclear installation located in a low seismicity zone
15	2021	28058	Relatório técnico	N	Análise estrutural do EC do RMB - Sismo de Desligamento Seguro + Condição normal de operação do RMB
16	2021	28202	Texto completo de evento	I	Design considerations for rectangular bolted full face flanged joints for surface condensers
17	2021	28215	Texto completo de evento	I	Effect of mounting orientation on testing equipment on the elastic compliance of clamped SE(T) specimens
18	2021	28218	Texto completo de evento	I	Encapsulated OSB energy absorption Potential
19	2021	28222	Texto completo de evento	I	Evaluation of “Safety Related” and “Important to Safety” terminology for safety classification of nuclear installation items in Brazil
20	2021	28230	Texto completo de evento	I	IEAR1 renewed primary system pump B1B nozzles stress analysis
21	2021	28237	Texto completo de evento	I	Licensing approach for nuclear-powered submarines land support facilities
22	2021	28251	Texto completo de evento	I	Numerical analysis of the small punch test for different theoretical materials
23	2021	28278	Texto completo de evento	I	Small punch test devices in development at IPEN aiming to perform tests in RMB hot cells
24	2021	28279	Texto completo de evento	I	Small punch tests with a recently developed device in IPEN
25	2021	28286	Texto completo de evento	I	The effect of mass scaling and speed increase in explicit dynamic simulations using tensile test
26	2021	28302	Texto completo de evento	I	External Events PSA
27	2021	28303	Texto completo de evento	I	Risk-based design of electric power systems for non-conventional nuclear facilities at shutdown modes
28	2021	28311	Relatório técnico	N	Análise Estrutural Preliminar do Fundo da Piscina de Estocagem de Combustíveis Queimados do N03
29	2021	28312	Relatório técnico	N	Análise Estrutural Preliminar da Solda Externa do Suporte M24
30	2020	26673	Artigo de periódico	I	Numerical investigation on the effects of geometric deviations and materials properties on flow-induced deflections of fuel plates
31	2020	26900	Texto completo de evento	I	Analytical and experimental analysis on safety related aspects of the RMB research reactor
32	2020	27474	Relatório técnico	N	Determinação das características dinâmicas básicas do elemento combustível do RMB - Análise Modal
33	2020	27475	Relatório técnico	N	Verificação das respostas às acelerações máximas provenientes dos espectros de resposta sísmicos do elemento combustível do RMB - Análise Modal
34	2020	27477	Relatório técnico	N	Avaliação da condição de montagem do elemento combustível do RMB – tensão de assentamento nos contatos do E.C.
35	2020	27716	Artigo de periódico	N	Recommendation for linearization procedure in nuclear pressure vessel-nozzle intersections
36	2020	27723	Artigo de periódico	N	RMB experimental program on the hydrodynamical behavior of fuel assemblies
37	2019	25210	Artigo de periódico	I	Particle swarm optimization applied to the nuclear fuel bundle spacer grid spring design
38	2019	25805	Artigo de periódico	I	Numerical analysis on stability of nuclear fuel plates with inlet support comb
39	2019	26344	Texto completo de evento	I	RMB experimental program on the hydrodynamical behavior of fuel assemblies
40	2019	26366	Texto completo de evento	I	Recommendations for linearization procedure in pressure Vessel-Nozzle intersections
41	2019	26368	Texto completo de evento	I	Preliminar mechanical evaluation of the structure of a nuclear plate-type fuel element
42	2019	26369	Texto completo de evento	I	Structural assessment of pressurizer V-102 of the circuit Orquídea
43	2019	26370	Texto completo de evento	I	Structural integrity analysis of the heavy water reflector tanks of the IPEN/MB-01 Reactor
44	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
45	2019	26384	Texto completo de evento	I	Assessment of ANSYS LS-DYNA capabilities for analysis of drop tests of nuclear fuel element transportation casks
46	2019	26685	Artigo de periódico	N	Simplified CFD model of coolant channels typical of a plate-type fuel element
47	2018	24279	Relatório técnico	N	Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Edifício de Tomada de Água de Refrigeração – UPC/1+2UQB
48	2018	24280	Relatório técnico	N	Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Edifício Auxiliar do Reator - UKA
49	2018	24281	Relatório técnico	N	Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Caixas de Passagem de Cabos - UBS
50	2018	24282	Relatório técnico	N	Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Caixa de Coleta de Água de Serviço - UQM
51	2018	24283	Relatório técnico	N	Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Câmara de Compensação de Água de Serviço para o PEB - UQZ
52	2018	24284	Relatório técnico	N	Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Caixas de Passagem de Tubulação do PEB 1–5UPX
53	2018	24285	Relatório técnico	N	Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Prédio UJB-UJE acima da cota +28.15m e Colunas
54	2018	24753	Artigo de periódico	I	Numerical methodology for fluid-structure interaction analysis of nuclear fuel plates under axial flow conditions
55	2018	24765	Artigo de periódico	I	Experimental residual stress and geometric imperfections on pressure hull instability analysis
56	2018	25175	Iniciação Científica	N	Simulações numéricas para avaliação estrutural de componentes mecânicos
57	2017	23424	Relatório técnico	N	Avaliação de falha de tubulação em teste hidrostático
58	2017	23425	Relatório técnico	N	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
59	2017	23428	Relatório técnico	N	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
60	2017	23429	Relatório técnico	N	Corrosão de itens internos dos VORECONs
61	2017	24028	Texto completo de evento	I	Structural evaluation of IEA-R1 primary system pump nozzles
62	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
63	2017	24608	Resumo de eventos científicos	I	IEA-R1 renewed primary coolant piping system stress analysis
64	2017	24609	Resumo de eventos científicos	I	Refurbishment of the IEA-R1 primary coolant system piping supports
65	2017	24613	Resumo de eventos científicos	I	Ageing assessment of the brazilian research reactor IEA-R1 coresupport structures
66	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+
67	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
68	2016	22989	Artigo de periódico	I	Reviewed software methodology to stress corrosion prediction
69	2016	22991	Artigo de periódico	I	Finite element cold bending residual stress evaluation on submarine pressure hull instability assessment
70	2015	21008	Texto completo de evento	I	Refurbishment of the IEA-R1 primary coolant system piping supports
71	2015	21009	Texto completo de evento	I	IEA-R1 renewed primary coolant piping system stress analysis
72	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
73	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
74	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
75	2014	20214	Artigo de periódico	I	A methodology for modeling stress corrosion cracking with an example
76	2014	21188	Capítulo de livro	I	Stress corrosion cracking
77	2014	22284	Artigo de periódico	N	Influência da tensão residual de conformação mecânica na flambagem de cascos resistentes de submarinos
78	2013	19258	Texto completo de evento	I	Seismic analysis of the saddle supports from a horizontal vessel
79	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
80	2013	19458	Texto completo de evento	I	IEA-R1 primary and secondary coolant piping systems coupled stress analysis
81	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
82	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
83	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
84	2013	19627	Texto completo de evento	N	Proposta de transferência de metodologia de modelagem de corrosão sob tensão da indústria nuclear para outras indústrias
85	2012	18771	Texto completo de evento	I	On the water for filling and draining procedures for the IEA-R1 beam holes
86	2011	16590	Texto completo de evento	N	Modelos de processos de fratura por corrosão sob tensão em componentes de reatores nucleares - alguns resultados e exemplos
87	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
88	2011	17028	Texto completo de evento	N	Resultados de modelagem de iniciação de fratura por corrosão sob tensão em componentes de reatores nucleares
89	2011	17029	Texto completo de evento	I	A methodology for modeling stress corrosion cracking with an example
90	2011	17030	Texto completo de evento	I	ASME stress linearization and classification of a WYE piping junction
91	2011	17035	Texto completo de evento	I	ASME stress linearization and classification - A discussion based on a case study
92	2011	17056	Texto completo de evento	I	The importance of the strain rate and creep on the stress corrosion cracking mechanisms and models
93	2011	17075	Texto completo de evento	I	Design methodology for vertical centrifugal pumps
94	2011	17077	Texto completo de evento	I	Testing of a transport cask for research reactor spent fuel
95	2011	17114	Texto completo de evento	I	Flow velocity calculation to avoid instability in a typical research reactor core
96	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
97	2010	15596	Texto completo de evento	I	Ageing assessment of the brazilian research reactor IEA-R1 core
98	2010	15668	Texto completo de evento	N	Sobre o empenamento termico de estruturas rigidas
99	2010	15670	Texto completo de evento	I	Proposition of theoretical improvement on models of primary water stress corrosion cracking
100	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
101	2010	15776	Artigo de periódico	I	Stress measurements in a structural component using magnetic Barkhausen noise analysis
102	2010	16133	Texto completo de evento	N	Sobre o empenamento termico de placas rigidas de concreto rolado sobre apoio elastico
103	2009	14129	Texto completo de evento	I	Study for improving and generalization of modeling of stress corrosion cracking at pressurized water reactors
104	2009	14130	Texto completo de evento	I	Angra 1 RPV and pressurizer ageing management programs
105	2009	14599	Texto completo de evento	N	Metodologia para testes mecanicos e termicos em placas de pavimento de concreto
106	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
107	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
108	2009	14607	Texto completo de evento	I	The structural design of nuclear components IPEN design by analysis experience
109	2009	14608	Texto completo de evento	I	Valve certification - fabrication and design aspects: A practical example
110	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
111	2009	14639	Texto completo de evento	N	Estudo numerico e experimental de um pavimento submetido a diferenciais termicos controlados
112	2009	15291	Texto completo de evento	I	On the classification of structures, systems and component of nuclear research and test reactors
113	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
114	2009	15298	Texto completo de evento	I	An approach for the design of closure boltz of spent fuel elements transportation packages
115	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
116	2008	12259	Artigo de periódico	I	Options for the interim storage of IEA-R1 research reactor spent fuels
117	2008	13187	Artigo de periódico	I	Using eddy current NDT to check integrity of triga mark I fuel rods cladding
118	2008	13192	Artigo de periódico	I	On the structural integrity assessment of cracked piping of PWR nuclear reactors primary systems
119	2008	13448	Texto completo de evento	I	Nonlinear issues on the numerical simulations of the 9 meter drop test of a transportation package
120	2008	13472	Texto completo de evento	N	Avaliacao estrutural de pecas de tubulacao tipo Y, conforme o codigo ASME, section VIII, division 2
121	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
122	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
123	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
124	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
125	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
126	2007	11999	Texto completo de evento	I	The use of magnetic barkhausen noise analysis for nondestructive determination of stresses in structural elements
127	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
128	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
129	2007	12177	Texto completo de evento	I	Structural analysis of items in the pressure boundary of the IEA-R1 research reactor heat exchanger
130	2007	12347	Texto completo de evento	I	Variaveis que influenciam os resultados do ensaio de materiais ferromagneticos pela analise do ruido magnetico Barkhausen
131	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
132	2007	12357	Texto completo de evento	I	Analise estrutural da placa matriz suporte do nucleo do reator nuclear de pesquisa IEA-R1
133	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
134	2007	12368	Texto completo de evento	I	Methodology to obtain semi-elliptical cracks in a nuclear reactor pressure vessel model
135	2007	12720	Artigo de periódico	I	Diseno de seguridad en compresor con COsub(2)
136	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
137	2007	13962	Texto completo de evento	I	Participation of research institutes in Angra's PLiM
138	2007	13967	Texto completo de evento	I	A rational approach to evaluate a steam turbine rotor grabbing and locking event
139	2007	13968	Texto completo de evento	I	Finite element analysis of a compressor housing used in high pressure refrigeration system
140	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)
141	2006	12690	Resumo de eventos científicos	I	A 9m drop test simulation of a dual purpose cask for nuclear research reactor spent fuel elements
142	2006	15469	Texto completo de evento	I	Options for the interim spent fuel storage of the IEA-R1 research reactor in Brazil
143	2006	15611	Capítulo de livro	I	Spent fuel management options for research reactors in Latin America
144	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
145	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
146	2005	10790	Texto completo de evento	I	Utilizacao do ensaio de correntes parasitas para avaliacao de integridade do revestimento de combustivel do tipo placa
147	2005	10835	Artigo de periódico	N	Normalizing treatment influence on the forget steel SAE 8620 fracture properties
148	2005	10855	Texto completo de evento	I	Stress intensity factors evaluation due to thermal stresses using photoelasticity
149	2005	10856	Texto completo de evento	I	Comparison between S-N-P curves obtained from constant stress and step-stress fatigue tests
150	2005	10857	Texto completo de evento	I	Strain Measurements during pressurized thermal shock experiment
151	2005	10861	Texto completo de evento	I	Structural drop test simulation of a cask for spent fuel elements from nuclear research reactors
152	2005	11045	Texto completo de evento	I	The use of magnetic barkhausen noise analysis for mechanical stresses evaluation
153	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
154	2005	11047	Texto completo de evento	I	Determination of stress intensity factors due to thermal stresses using isochromatic fringe patters
155	2005	11048	Texto completo de evento	I	3-D constraint effects on fracture mechanics specimens
156	2005	11200	Texto completo de evento	I	Routines for the assessment of cracked piping of PWR nuclear reactors primary systems
157	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
158	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
159	2004	10706	Texto completo de evento	I	Numerical study of 3-D constraint effects in SE(B) specimens
160	2003	09590	Artigo de periódico	I	The use of castor oil polyurethane foam in impact limiters for radioactive materials packages
161	2003	09842	Texto completo de evento	I	Estudo comparativo de metodologias para obtencao do parametro inegral J atraves da analise por elementos finitos
162	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
163	2002	07629	Texto completo de evento	I	Research reactor spent fuel storage in transport casks
164	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
165	2002	08564	Texto completo de evento	I	Structural integrity assessment of steam generator tubes using a new EPRI statistical approach
166	2002	08565	Texto completo de evento	I	Fatigue test plan to obtain S-N curves
167	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
168	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
169	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
170	2002	08571	Texto completo de evento	N	Analise de tensoes termicas em chapa de policarbonato submetida a gradiente de temperatura
171	2002	08572	Texto completo de evento	N	Caracterizacao de espuma polimerica para uso em embalagens para transporte de rejeitos radioativos
172	2002	08580	Texto completo de evento	I	Regional dual-purpose cask for the storage and transport of research reactor spent fuel
173	2002	08699	Texto completo de evento	I	Nondestructive evaluation of residual stresses in welded structures
174	2002	08700	Texto completo de evento	I	Determinacao da carga de colapso de tubulacoes contendo trincas circunferenciais
175	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
176	2002	08773	Texto completo de evento	I	Caracterizacao de espuma polimerica para uso em embalagens para transporte de rejeitos radioativos
177	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
178	2002	09348	Artigo de periódico	N	Nondestructive evaluation of residual stresses in welded structures
179	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
180	2001	07137	Texto completo de evento	I	Development of an impact limiter for Type B packages - characterization of its polymeric material
181	2001	07634	Texto completo de evento	N	Different approaches for structural integrity assessment of PWR steam generator tubes
182	2001	07635	Texto completo de evento	N	Assessment of maximium loads in ductile nuclear piping systems with through-wall circumferential cracks
183	2000	06926	Texto completo de evento	N	Criterios de tamponamento de tubos de geradores de vapor com trincas axiais na regiao das placas suportes
184	2000	06967	Texto completo de evento	N	Avaliacao da flambagem em vasos metalicos de contencao
185	2000	06970	Texto completo de evento	I	Stress categorization in nozzle to pressure vessel connection finite element models
186	2000	07021	Texto completo de evento	N	Desenvolvimento de amortecedor de impacto para embalagens para transporte de material radioativo - caracterizacao do material polimerico utilizado
187	2000	07122	Texto completo de evento	N	Projeto por analise de vasos de pressao: exemplos de utilizacao do ANSYS
188	1999	06667	Texto completo de evento	N	Optimization of an impact limiter for radioactive waste packaging
189	1999	06668	Texto completo de evento	N	Avaliacao da integridade estrutural de vasos de pressao de reatores nucleares PWR
190	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
191	1997	04979	Texto completo de evento	N	Avaliacao sismica de instalacoes nucleares
192	1996	02928	Texto completo de evento	I	Collapse of a ring-stiffened cylindrical shell under external hydrostatic pressure-comparison between FEA and analytical formulae
193	1996	02994	Texto completo de evento	N	Stress intensity factors for nozzle corner cracks
194	1996	02995	Texto completo de evento	N	Elastic plastic fracture analysis of circunsferential through-wall cracked pipes under combined bending and tension
195	1996	02996	Texto completo de evento	N	Evaluation of some ageing effects on the research reactor IEA-R1
196	1996	02997	Texto completo de evento	N	Determinacao de tensoes em conexoes bocal-cilindro utilizando modelos de elementos finitos
197	1996	03000	Texto completo de evento	N	Pressure vessel components analysis based on LEFM
198	1996	03630	Texto completo de evento	N	On the allowable loads of nuclear component using different stress assessment and stress classification
199	1996	03853	Texto completo de evento	N	Pressure vessel components analysis based on LEFM
200	1996	03857	Texto completo de evento	N	Aspectos da avaliacao sismica do reator de pesquisa IEA-R1
201	1996	03862	Texto completo de evento	N	Stress intensity factors for nozzle corner cracks
202	1996	03881	Texto completo de evento	N	Determinacao de tensoes em conexoes bocal-vaso utilizando modelos em elementos finitos
203	1996	03882	Texto completo de evento	N	Avaliacao da ressonancia acustica em trocadores de calor
204	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
205	1995	02722	Texto completo de evento	N	Investigating ASME allowable loads with finite element analyses
206	1995	02723	Texto completo de evento	N	Verificacao de tensoes em um vaso de pressao nuclear com carregamentos nao axissimetricos
207	1995	02724	Texto completo de evento	N	Fracture mechanics and fatigue evaluation of nuclear reactor components
208	1995	05857	Texto completo de evento	I	Crack instability analysis methods for leak-before-break program in piping systems
209	1995	05858	Texto completo de evento	I	Fatigue evaluation of ASME class 1 components considering the environmental effects
210	1995	05859	Texto completo de evento	I	On the stress assessment and verification of 3D finite element models
211	1995	05860	Texto completo de evento	I	Interpreting ASME limits and philosophy in FEA of pressure vessel parts
212	1995	05862	Texto completo de evento	I	ASME limits and contradictions in the finite element analyses of pressure vessels
213	1995	05864	Texto completo de evento	I	Stress assessment of a component using 3D finite element models
214	1995	05865	Texto completo de evento	I	A simple aproach to fatigue analysis in nuclear class 1 components
215	1995	05866	Texto completo de evento	I	Crack instability analysis methods of piping systems for LBB applications
216	1995	05867	Texto completo de evento	I	Evaluation of the overall collapse of a ring-stiffened cylindrical shell
217	1995	05868	Texto completo de evento	I	Seismic qualification tests of a nuclear power installation isolation valve
218	1995	05869	Texto completo de evento	I	A discussion about P-T limit curves and PTS evaluation
219	1995	05873	Texto completo de evento	I	Stress analyses of the internals of a research PWR vessel. A general overview
220	1995	05874	Texto completo de evento	I	Stress analysis of a research PWR pressure vessel. A general description
221	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
222	1994	05733	Texto completo de evento	I	Aspects of design and stress classification of a PWR support structure
223	1994	05776	Texto completo de evento	N	Avaliacao da instabilidade de trincas para aplicacao dos conceitos de vazamento-antes-da-ruptura em tubulacoes
224	1994	05777	Texto completo de evento	N	Avaliacao de fadiga em componentes de vasos de pressao nucleares
225	1994	05778	Texto completo de evento	I	Instability evaluation in austenitic piping systems using two different approaches
226	1993	02170	Texto completo de evento	N	Avaliacao do colapso elasto-plastico de cascas cilindricas reforcadas sob pressao externa
227	1992	04528	Texto completo de evento	N	Avaliacao de tensoes em bocais de cascas esfericas
228	1992	04529	Texto completo de evento	N	Analise de tensoes na estrutura de suporte do vaso de pressao de um reator PWR
229	1992	04532	Texto completo de evento	N	Analise termo-estrutural do suporte do vaso de pressao de um reator PWR
230	1989	04284	Tese	N	Elementos finitos simples de placa
231	1986	02315	Texto completo de evento	N	Comparacao entre elementos de placa triangulares baseadas na teoria de Mindlin
232	1986	03161	Texto completo de evento	N	Analise dinamica de tubulacoes por sintese modal
233	1984	02439	Resumo de eventos científicos	N	Sobre a solucao interativa de sistemas de equacoes lineares em engenharia estrutural
234	1983	01004	Dissertação	N	Analise estrutural de um modelo de vaso de pressao de concreto protendido em regime nao linear