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.
NETO, M.M.

 

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

 
Publicações do autor depositadas no Repositório Digital/IPEN - Total : 196
Seq Ano Ipen_doc Tipo Circ. Título
1 2020 26673 Artigo de peri贸dico I Numerical investigation on the effects of geometric deviations and materials properties on flow-induced deflections of fuel plates
2 2019 25210 Artigo de peri贸dico I Particle swarm optimization applied to the nuclear fuel bundle spacer grid spring design
3 2019 25805 Artigo de peri贸dico I Numerical analysis on stability of nuclear fuel plates with inlet support comb
4 2019 26344 Texto completo de evento I RMB experimental program on the hydrodynamical behavior of fuel assemblies
5 2019 26366 Texto completo de evento I Recommendations for linearization procedure in pressure Vessel-Nozzle intersections
6 2019 26368 Texto completo de evento I Preliminar mechanical evaluation of the structure of a nuclear plate-type fuel element
7 2019 26369 Texto completo de evento I Structural assessment of pressurizer V-102 of the circuit Orqu铆dea
8 2019 26370 Texto completo de evento I Structural integrity analysis of the heavy water reflector tanks of the IPEN/MB-01 Reactor
9 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
10 2019 26384 Texto completo de evento I Assessment of ANSYS LS-DYNA capabilities for analysis of drop tests of nuclear fuel element transportation casks
11 2019 26685 Artigo de peri贸dico I Simplified CFD model of coolant channels typical of a plate-type fuel element
12 2018 24279 Relat贸rio t茅cnico N Apoio 脿 DRS 鈥 Angra 3 鈥 PT 鈥 Edif铆cio de Tomada de 脕gua de Refrigera莽茫o 鈥 UPC/1+2UQB
13 2018 24280 Relat贸rio t茅cnico N Apoio 脿 DRS 鈥 Angra 3 鈥 PT 鈥 Edif铆cio Auxiliar do Reator - UKA
14 2018 24281 Relat贸rio t茅cnico N Apoio 脿 DRS 鈥 Angra 3 鈥 PT 鈥 Caixas de Passagem de Cabos - UBS
15 2018 24282 Relat贸rio t茅cnico N Apoio 脿 DRS 鈥 Angra 3 鈥 PT 鈥 Caixa de Coleta de 脕gua de Servi莽o - UQM
16 2018 24283 Relat贸rio t茅cnico N Apoio 脿 DRS 鈥 Angra 3 鈥 PT 鈥 C芒mara de Compensa莽茫o de 脕gua de Servi莽o para o PEB - UQZ
17 2018 24284 Relat贸rio t茅cnico N Apoio 脿 DRS 鈥 Angra 3 鈥 PT 鈥 Caixas de Passagem de Tubula莽茫o do PEB 1鈥5UPX
18 2018 24285 Relat贸rio t茅cnico N Apoio 脿 DRS 鈥 Angra 3 鈥 PT 鈥 Pr茅dio UJB-UJE acima da cota +28.15m e Colunas
19 2018 24753 Artigo de peri贸dico I Numerical methodology for fluid-structure interaction analysis of nuclear fuel plates under axial flow conditions
20 2018 24765 Artigo de peri贸dico I Experimental residual stress and geometric imperfections on pressure hull instability analysis
21 2018 25175 Inicia莽茫o Cient铆fica N Simula莽玫es num茅ricas para avalia莽茫o estrutural de componentes mec芒nicos
22 2017 23424 Relat贸rio t茅cnico N Avalia莽茫o de falha de tubula莽茫o em teste hidrost谩tico
23 2017 23425 Relat贸rio t茅cnico N Avalia莽茫o da integridade estrutural da barreira de press茫o dos filtros FT-1234001 A/B e FT-1234002 A/B - etapa 1 鈥 an谩lise da documenta莽茫o de projeto, fabrica莽茫o, inspe莽玫es e testes
24 2017 23428 Relat贸rio t茅cnico N Avalia莽茫o da integridade estrutural da barreira de press茫o dos filtros FT-1234001 A/B e FT-1234002 A/B - etapa 2 鈥 avalia莽茫o dos mecanismos de deteriora莽茫o aplic谩veis
25 2017 23429 Relat贸rio t茅cnico N Corros茫o de itens internos dos VORECONs
26 2017 24028 Texto completo de evento I Structural evaluation of IEA-R1 primary system pump nozzles
27 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
28 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+
29 2016 22849 Texto completo de evento N Avalia莽茫o estrutural de um suporte da tubula莽茫o do sistema de refrigera莽茫o do reator nuclear de pesquisa IPEN IEA-R1
30 2016 22989 Artigo de peri贸dico I Reviewed software methodology to stress corrosion prediction
31 2016 22991 Artigo de peri贸dico I Finite element cold bending residual stress evaluation on submarine pressure hull instability assessment
32 2015 21008 Texto completo de evento I Refurbishment of the IEA-R1 primary coolant system piping supports
33 2015 21009 Texto completo de evento I IEA-R1 renewed primary coolant piping system stress analysis
34 2015 22132 Artigo de peri贸dico 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
35 2014 20209 Artigo de peri贸dico I Modeling of tests of primary water stress corrosion cracking of alloy 182 of pressurized water reactor according to EPRI and USNRC recommendations
36 2014 20210 Artigo de peri贸dico 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
37 2014 20214 Artigo de peri贸dico I A methodology for modeling stress corrosion cracking with an example
38 2014 21188 Cap铆tulo de livro I Stress corrosion cracking
39 2014 22284 Artigo de peri贸dico N Influ锚ncia da tens茫o residual de conforma莽茫o mec芒nica na flambagem de cascos resistentes de submarinos
40 2013 19258 Texto completo de evento I Seismic analysis of the saddle supports from a horizontal vessel
41 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
42 2013 19458 Texto completo de evento I IEA-R1 primary and secondary coolant piping systems coupled stress analysis
43 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
44 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
45 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
46 2013 19627 Texto completo de evento N Proposta de transfer锚ncia de metodologia de modelagem de corros茫o sob tens茫o da ind煤stria nuclear para outras ind煤strias
47 2012 18771 Texto completo de evento I On the water for filling and draining procedures for the IEA-R1 beam holes
48 2011 16590 Texto completo de evento N Modelos de processos de fratura por corros茫o sob tens茫o em componentes de reatores nucleares - alguns resultados e exemplos
49 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
50 2011 17028 Texto completo de evento N Resultados de modelagem de inicia莽茫o de fratura por corros茫o sob tens茫o em componentes de reatores nucleares
51 2011 17029 Texto completo de evento I A methodology for modeling stress corrosion cracking with an example
52 2011 17030 Texto completo de evento I ASME stress linearization and classification of a WYE piping junction
53 2011 17035 Texto completo de evento I ASME stress linearization and classification - A discussion based on a case study
54 2011 17056 Texto completo de evento I The importance of the strain rate and creep on the stress corrosion cracking mechanisms and models
55 2011 17075 Texto completo de evento I Design methodology for vertical centrifugal pumps
56 2011 17077 Texto completo de evento I Testing of a transport cask for research reactor spent fuel
57 2011 17114 Texto completo de evento I Flow velocity calculation to avoid instability in a typical research reactor core
58 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
59 2010 15596 Texto completo de evento I Ageing assessment of the brazilian research reactor IEA-R1 core
60 2010 15668 Texto completo de evento N Sobre o empenamento termico de estruturas rigidas
61 2010 15670 Texto completo de evento I Proposition of theoretical improvement on models of primary water stress corrosion cracking
62 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
63 2010 15776 Artigo de peri贸dico I Stress measurements in a structural component using magnetic Barkhausen noise analysis
64 2010 16133 Texto completo de evento N Sobre o empenamento termico de placas rigidas de concreto rolado sobre apoio elastico
65 2009 14129 Texto completo de evento I Study for improving and generalization of modeling of stress corrosion cracking at pressurized water reactors
66 2009 14130 Texto completo de evento I Angra 1 RPV and pressurizer ageing management programs
67 2009 14599 Texto completo de evento N Metodologia para testes mecanicos e termicos em placas de pavimento de concreto
68 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
69 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
70 2009 14607 Texto completo de evento I The structural design of nuclear components IPEN design by analysis experience
71 2009 14608 Texto completo de evento I Valve certification - fabrication and design aspects: A practical example
72 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
73 2009 14639 Texto completo de evento N Estudo numerico e experimental de um pavimento submetido a diferenciais termicos controlados
74 2009 15291 Texto completo de evento I On the classification of structures, systems and component of nuclear research and test reactors
75 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
76 2009 15298 Texto completo de evento I An approach for the design of closure boltz of spent fuel elements transportation packages
77 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
78 2008 12259 Artigo de peri贸dico I Options for the interim storage of IEA-R1 research reactor spent fuels
79 2008 13187 Artigo de peri贸dico I Using eddy current NDT to check integrity of triga mark I fuel rods cladding
80 2008 13192 Artigo de peri贸dico I On the structural integrity assessment of cracked piping of PWR nuclear reactors primary systems
81 2008 13448 Texto completo de evento I Nonlinear issues on the numerical simulations of the 9 meter drop test of a transportation package
82 2008 13472 Texto completo de evento N Avaliacao estrutural de pecas de tubulacao tipo Y, conforme o codigo ASME, section VIII, division 2
83 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
84 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
85 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
86 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
87 2007 11906 Artigo de peri贸dico I Preliminary results on modelling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of PWR nuclear plants
88 2007 11999 Texto completo de evento I The use of magnetic barkhausen noise analysis for nondestructive determination of stresses in structural elements
89 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
90 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
91 2007 12177 Texto completo de evento I Structural analysis of items in the pressure boundary of the IEA-R1 research reactor heat exchanger
92 2007 12347 Texto completo de evento I Variaveis que influenciam os resultados do ensaio de materiais ferromagneticos pela analise do ruido magnetico Barkhausen
93 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
94 2007 12357 Texto completo de evento I Analise estrutural da placa matriz suporte do nucleo do reator nuclear de pesquisa IEA-R1
95 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
96 2007 12368 Texto completo de evento I Methodology to obtain semi-elliptical cracks in a nuclear reactor pressure vessel model
97 2007 12720 Artigo de peri贸dico I Diseno de seguridad en compresor con COsub(2)
98 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
99 2007 13962 Texto completo de evento I Participation of research institutes in Angra's PLiM
100 2007 13967 Texto completo de evento I A rational approach to evaluate a steam turbine rotor grabbing and locking event
101 2007 13968 Texto completo de evento I Finite element analysis of a compressor housing used in high pressure refrigeration system
102 2007 14659 Cap铆tulo de livro I Modeling of primary water stress corrosion cracking (PWSCC) at control rod drive mechanism (CRDM) mozzles of pressurized water reactors (PWR)
103 2006 12690 Resumo de eventos cient铆ficos I A 9m drop test simulation of a dual purpose cask for nuclear research reactor spent fuel elements
104 2006 15469 Texto completo de evento I Options for the interim spent fuel storage of the IEA-R1 research reactor in Brazil
105 2006 15611 Cap铆tulo de livro I Spent fuel management options for research reactors in Latin America
106 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
107 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
108 2005 10790 Texto completo de evento I Utilizacao do ensaio de correntes parasitas para avaliacao de integridade do revestimento de combustivel do tipo placa
109 2005 10835 Artigo de peri贸dico N Normalizing treatment influence on the forget steel SAE 8620 fracture properties
110 2005 10855 Texto completo de evento I Stress intensity factors evaluation due to thermal stresses using photoelasticity
111 2005 10856 Texto completo de evento I Comparison between S-N-P curves obtained from constant stress and step-stress fatigue tests
112 2005 10857 Texto completo de evento I Strain Measurements during pressurized thermal shock experiment
113 2005 10861 Texto completo de evento I Structural drop test simulation of a cask for spent fuel elements from nuclear research reactors
114 2005 11045 Texto completo de evento I The use of magnetic barkhausen noise analysis for mechanical stresses evaluation
115 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
116 2005 11047 Texto completo de evento I Determination of stress intensity factors due to thermal stresses using isochromatic fringe patters
117 2005 11048 Texto completo de evento I 3-D constraint effects on fracture mechanics specimens
118 2005 11200 Texto completo de evento I Routines for the assessment of cracked piping of PWR nuclear reactors primary systems
119 2005 11449 Cap铆tulo 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
120 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
121 2004 10706 Texto completo de evento I Numerical study of 3-D constraint effects in SE(B) specimens
122 2003 09590 Artigo de peri贸dico I The use of castor oil polyurethane foam in impact limiters for radioactive materials packages
123 2003 09842 Texto completo de evento I Estudo comparativo de metodologias para obtencao do parametro inegral J atraves da analise por elementos finitos
124 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
125 2002 07629 Texto completo de evento I Research reactor spent fuel storage in transport casks
126 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
127 2002 08564 Texto completo de evento I Structural integrity assessment of steam generator tubes using a new EPRI statistical approach
128 2002 08565 Texto completo de evento I Fatigue test plan to obtain S-N curves
129 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
130 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
131 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
132 2002 08571 Texto completo de evento N Analise de tensoes termicas em chapa de policarbonato submetida a gradiente de temperatura
133 2002 08572 Texto completo de evento N Caracterizacao de espuma polimerica para uso em embalagens para transporte de rejeitos radioativos
134 2002 08580 Texto completo de evento I Regional dual-purpose cask for the storage and transport of research reactor spent fuel
135 2002 08699 Texto completo de evento I Nondestructive evaluation of residual stresses in welded structures
136 2002 08700 Texto completo de evento I Determinacao da carga de colapso de tubulacoes contendo trincas circunferenciais
137 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
138 2002 08773 Texto completo de evento I Caracterizacao de espuma polimerica para uso em embalagens para transporte de rejeitos radioativos
139 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
140 2002 09348 Artigo de peri贸dico N Nondestructive evaluation of residual stresses in welded structures
141 2002 09433 Artigo de peri贸dico N Tecnicas de medicao de ruido eletroquimico e potencial de corrente continua reversa aplicadas a ensaios de corrosao sob tensao
142 2001 07137 Texto completo de evento I Development of an impact limiter for Type B packages - characterization of its polymeric material
143 2001 07634 Texto completo de evento N Different approaches for structural integrity assessment of PWR steam generator tubes
144 2001 07635 Texto completo de evento N Assessment of maximium loads in ductile nuclear piping systems with through-wall circumferential cracks
145 2000 06926 Texto completo de evento N Criterios de tamponamento de tubos de geradores de vapor com trincas axiais na regiao das placas suportes
146 2000 06967 Texto completo de evento N Avaliacao da flambagem em vasos metalicos de contencao
147 2000 06970 Texto completo de evento I Stress categorization in nozzle to pressure vessel connection finite element models
148 2000 07021 Texto completo de evento N Desenvolvimento de amortecedor de impacto para embalagens para transporte de material radioativo - caracterizacao do material polimerico utilizado
149 2000 07122 Texto completo de evento N Projeto por analise de vasos de pressao: exemplos de utilizacao do ANSYS
150 1999 06667 Texto completo de evento N Optimization of an impact limiter for radioactive waste packaging
151 1999 06668 Texto completo de evento N Avaliacao da integridade estrutural de vasos de pressao de reatores nucleares PWR
152 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
153 1997 04979 Texto completo de evento N Avaliacao sismica de instalacoes nucleares
154 1996 02928 Texto completo de evento I Collapse of a ring-stiffened cylindrical shell under external hydrostatic pressure-comparison between FEA and analytical formulae
155 1996 02994 Texto completo de evento N Stress intensity factors for nozzle corner cracks
156 1996 02995 Texto completo de evento N Elastic plastic fracture analysis of circunsferential through-wall cracked pipes under combined bending and tension
157 1996 02996 Texto completo de evento N Evaluation of some ageing effects on the research reactor IEA-R1
158 1996 02997 Texto completo de evento N Determinacao de tensoes em conexoes bocal-cilindro utilizando modelos de elementos finitos
159 1996 03000 Texto completo de evento N Pressure vessel components analysis based on LEFM
160 1996 03630 Texto completo de evento N On the allowable loads of nuclear component using different stress assessment and stress classification
161 1996 03853 Texto completo de evento N Pressure vessel components analysis based on LEFM
162 1996 03857 Texto completo de evento N Aspectos da avaliacao sismica do reator de pesquisa IEA-R1
163 1996 03862 Texto completo de evento N Stress intensity factors for nozzle corner cracks
164 1996 03881 Texto completo de evento N Determinacao de tensoes em conexoes bocal-vaso utilizando modelos em elementos finitos
165 1996 03882 Texto completo de evento N Avaliacao da ressonancia acustica em trocadores de calor
166 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
167 1995 02722 Texto completo de evento N Investigating ASME allowable loads with finite element analyses
168 1995 02723 Texto completo de evento N Verificacao de tensoes em um vaso de pressao nuclear com carregamentos nao axissimetricos
169 1995 02724 Texto completo de evento N Fracture mechanics and fatigue evaluation of nuclear reactor components
170 1995 05857 Texto completo de evento I Crack instability analysis methods for leak-before-break program in piping systems
171 1995 05858 Texto completo de evento I Fatigue evaluation of ASME class 1 components considering the environmental effects
172 1995 05859 Texto completo de evento I On the stress assessment and verification of 3D finite element models
173 1995 05860 Texto completo de evento I Interpreting ASME limits and philosophy in FEA of pressure vessel parts
174 1995 05862 Texto completo de evento I ASME limits and contradictions in the finite element analyses of pressure vessels
175 1995 05864 Texto completo de evento I Stress assessment of a component using 3D finite element models
176 1995 05865 Texto completo de evento I A simple aproach to fatigue analysis in nuclear class 1 components
177 1995 05866 Texto completo de evento I Crack instability analysis methods of piping systems for LBB applications
178 1995 05867 Texto completo de evento I Evaluation of the overall collapse of a ring-stiffened cylindrical shell
179 1995 05868 Texto completo de evento I Seismic qualification tests of a nuclear power installation isolation valve
180 1995 05869 Texto completo de evento I A discussion about P-T limit curves and PTS evaluation
181 1995 05873 Texto completo de evento I Stress analyses of the internals of a research PWR vessel. A general overview
182 1995 05874 Texto completo de evento I Stress analysis of a research PWR pressure vessel. A general description
183 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
184 1994 05733 Texto completo de evento I Aspects of design and stress classification of a PWR support structure
185 1994 05776 Texto completo de evento N Avaliacao da instabilidade de trincas para aplicacao dos conceitos de vazamento-antes-da-ruptura em tubulacoes
186 1994 05777 Texto completo de evento N Avaliacao de fadiga em componentes de vasos de pressao nucleares
187 1994 05778 Texto completo de evento I Instability evaluation in austenitic piping systems using two different approaches
188 1993 02170 Texto completo de evento N Avaliacao do colapso elasto-plastico de cascas cilindricas reforcadas sob pressao externa
189 1992 04528 Texto completo de evento N Avaliacao de tensoes em bocais de cascas esfericas
190 1992 04529 Texto completo de evento N Analise de tensoes na estrutura de suporte do vaso de pressao de um reator PWR
191 1992 04532 Texto completo de evento N Analise termo-estrutural do suporte do vaso de pressao de um reator PWR
192 1989 04284 Tese N Elementos finitos simples de placa
193 1986 02315 Texto completo de evento N Comparacao entre elementos de placa triangulares baseadas na teoria de Mindlin
194 1986 03161 Texto completo de evento N Analise dinamica de tubulacoes por sintese modal
195 1984 02439 Resumo de eventos cient铆ficos N Sobre a solucao interativa de sistemas de equacoes lineares em engenharia estrutural
196 1983 01004 Disserta莽茫o 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 no Repositório Digital/IPEN
09/04/2020 13:01:27
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 19 4 102 51 1 1 1 1 4 196
2020 1 1
2019 3 7 10
2018 2 7 10
2017 3 4 7
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