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

 
MIGUEL MATTAR NETO

INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES
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Variações do nome do autor constantes no Repositório Digital/IPEN
e a respectiva quantidade
MATTAR NETO, M. ( 120 )
MATTAR NETO, MIGUEL ( 115 )
MIGUEL MATTAR NETO ( 7 )
MATTAR, M. ( 2 )
NETO, M.M. ( 2 )

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 : 246
13/12/2024 01:57:50
Seq Ano Ipen_doc Tipo Circ. Título
1 2024 30428 Artigo de periódico Internacional Effects and recommendations of crack tip modelling on compliance solutions
2 2024 30519 Texto completo de evento Internacional Methodology for safety analysis of a nuclear-powered submarine applied to the Brazilian coastal zone
3 2024 30525 Texto completo de evento Internacional The effects of support nonlinearities in the piping structural response
4 2024 30577 Texto completo de evento Internacional Study of the renewed pipework of the TR-1B Cooling Tower of the IEA-R1 RR
5 2024 30649 Texto completo de evento Internacional Study on the licensing framework for land facilities supporting nuclear-powered submarines in the United Kingdom
6 2024 30659 Texto completo de evento Internacional Epithermal lead-cooled micro-reactor using fuel-moderator assemblies
7 2024 30683 Texto completo de evento Internacional A Small Punch Test device developed for low temperature tests with initial acceptance results
8 2023 29904 Artigo de periódico Internacional Assessment of the von Mises stresses and stress triaxiality in notches using modified tensile specimens
9 2023 29916 Artigo de periódico Internacional Evaluation of the influence of the viscous sublayer on the mechanical stability of fuel plates under axial flow conditions
10 2023 29947 Artigo de periódico Internacional Crack tunneling effects on the elastic unloading compliance of C(T), SE(B) and clamped SE(T) specimens and correction methodology
11 2023 30153 Resumo de eventos científicos Internacional Correlations of mechanical properties by SPT (Small Punch Test) and conventional tensile test for Al 6061 – T6
12 2023 30216 Artigo de periódico Nacional Development of the reliability assurance program in a Brazilian nuclear power plant subsidized by a reliability, availability and maintainability model
13 2022 29034 Artigo de periódico Nacional Critical velocity experimental assessment in flat plate fuel element for nuclear research reactor
14 2022 29114 Artigo de periódico Nacional Effect of mounting orientation on testing equipment on elastic compliance of clamped SE(T) specimens
15 2022 29116 Artigo de periódico Nacional Evaluation of “Safety Related” and “Important to Safety” terminology for safety classification of nuclear installation items in Brazil
16 2022 29119 Artigo de periódico Nacional Design considerations for rectangular bolted full face flanged joints for surface condensers
17 2022 29120 Artigo de periódico Nacional Encapsulated OSB energy absorption potential
18 2022 29124 Artigo de periódico Nacional Licensing approach applicable to land facilities supporting nuclear-powered submarines
19 2022 29197 Resumo de eventos científicos Internacional The use of miniaturized samples to determine mechanical properties of materials
20 2022 29420 Resumo de eventos científicos Nacional Assessment of the von Mises stresses and stress triaxiality in notches using modified tensile specimens
21 2022 29551 Artigo de periódico Nacional IEA-R1 renewed primary system pump B1-B nozzles stress analysis
22 2022 29552 Artigo de periódico Nacional External Events PSA
23 2022 29555 Artigo de periódico Nacional Risk-based design of electric power systems for non-conventional nuclear facilities at shutdown modes
24 2021 27756 Relatório técnico Nacional Análise B5 X B5 Modificada
25 2021 27757 Relatório técnico Nacional Sismo de Desligamento Seguro
26 2021 27931 Artigo de periódico Nacional Overview of seismic probabilistic safety assessment applied to a nuclear installation located in a low seismicity zone
27 2021 28058 Relatório técnico Nacional Análise estrutural do EC do RMB - Sismo de Desligamento Seguro + Condição normal de operação do RMB
28 2021 28202 Texto completo de evento Internacional Design considerations for rectangular bolted full face flanged joints for surface condensers
29 2021 28215 Texto completo de evento Internacional Effect of mounting orientation on testing equipment on the elastic compliance of clamped SE(T) specimens
30 2021 28218 Texto completo de evento Internacional Encapsulated OSB energy absorption Potential
31 2021 28222 Texto completo de evento Internacional Evaluation of “Safety Related” and “Important to Safety” terminology for safety classification of nuclear installation items in Brazil
32 2021 28230 Texto completo de evento Internacional IEAR1 renewed primary system pump B1B nozzles stress analysis
33 2021 28237 Texto completo de evento Internacional Licensing approach for nuclear-powered submarines land support facilities
34 2021 28251 Texto completo de evento Internacional Numerical analysis of the small punch test for different theoretical materials
35 2021 28278 Texto completo de evento Internacional Small punch test devices in development at IPEN aiming to perform tests in RMB hot cells
36 2021 28279 Texto completo de evento Internacional Small punch tests with a recently developed device in IPEN
37 2021 28286 Texto completo de evento Internacional The effect of mass scaling and speed increase in explicit dynamic simulations using tensile test
38 2021 28302 Texto completo de evento Internacional External Events PSA
39 2021 28303 Texto completo de evento Internacional Risk-based design of electric power systems for non-conventional nuclear facilities at shutdown modes
40 2021 28311 Relatório técnico Nacional Análise Estrutural Preliminar do Fundo da Piscina de Estocagem de Combustíveis Queimados do N03
41 2021 28312 Relatório técnico Nacional Análise Estrutural Preliminar da Solda Externa do Suporte M24
42 2020 26673 Artigo de periódico Internacional Numerical investigation on the effects of geometric deviations and materials properties on flow-induced deflections of fuel plates
43 2020 26900 Texto completo de evento Internacional Analytical and experimental analysis on safety related aspects of the RMB research reactor
44 2020 27474 Relatório técnico Nacional Determinação das características dinâmicas básicas do elemento combustível do RMB - Análise Modal
45 2020 27475 Relatório técnico Nacional Verificação das respostas às acelerações máximas provenientes dos espectros de resposta sísmicos do elemento combustível do RMB - Análise Modal
46 2020 27477 Relatório técnico Nacional Avaliação da condição de montagem do elemento combustível do RMB – tensão de assentamento nos contatos do E.C.
47 2020 27716 Artigo de periódico Nacional Recommendation for linearization procedure in nuclear pressure vessel-nozzle intersections
48 2020 27723 Artigo de periódico Nacional RMB experimental program on the hydrodynamical behavior of fuel assemblies
49 2019 25210 Artigo de periódico Internacional Particle swarm optimization applied to the nuclear fuel bundle spacer grid spring design
50 2019 25805 Artigo de periódico Internacional Numerical analysis on stability of nuclear fuel plates with inlet support comb
51 2019 26344 Texto completo de evento Internacional RMB experimental program on the hydrodynamical behavior of fuel assemblies
52 2019 26366 Texto completo de evento Internacional Recommendations for linearization procedure in pressure Vessel-Nozzle intersections
53 2019 26368 Texto completo de evento Internacional Preliminar mechanical evaluation of the structure of a nuclear plate-type fuel element
54 2019 26369 Texto completo de evento Internacional Structural assessment of pressurizer V-102 of the circuit Orquídea
55 2019 26370 Texto completo de evento Internacional Structural integrity analysis of the heavy water reflector tanks of the IPEN/MB-01 Reactor
56 2019 26374 Texto completo de evento Internacional Overview of the seismic probabilistic safety assessment applied to a nuclear installation located in a low seismicity zone
57 2019 26384 Texto completo de evento Internacional Assessment of ANSYS LS-DYNA capabilities for analysis of drop tests of nuclear fuel element transportation casks
58 2019 26685 Artigo de periódico Nacional Simplified CFD model of coolant channels typical of a plate-type fuel element
59 2018 24279 Relatório técnico Nacional Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Edifício de Tomada de Água de Refrigeração – UPC/1+2UQB
60 2018 24280 Relatório técnico Nacional Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Edifício Auxiliar do Reator - UKA
61 2018 24281 Relatório técnico Nacional Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Caixas de Passagem de Cabos - UBS
62 2018 24282 Relatório técnico Nacional Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Caixa de Coleta de Água de Serviço - UQM
63 2018 24283 Relatório técnico Nacional Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Câmara de Compensação de Água de Serviço para o PEB - UQZ
64 2018 24284 Relatório técnico Nacional Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Caixas de Passagem de Tubulação do PEB 1–5UPX
65 2018 24285 Relatório técnico Nacional Apoio à DRS – Angra 3 – PT – Prédio UJB-UJE acima da cota +28.15m e Colunas
66 2018 24753 Artigo de periódico Internacional Numerical methodology for fluid-structure interaction analysis of nuclear fuel plates under axial flow conditions
67 2018 24765 Artigo de periódico Internacional Experimental residual stress and geometric imperfections on pressure hull instability analysis
68 2018 25175 Iniciação Científica Nacional Simulações numéricas para avaliação estrutural de componentes mecânicos
69 2017 23424 Relatório técnico Nacional Avaliação de falha de tubulação em teste hidrostático
70 2017 23425 Relatório técnico Nacional Avaliação da integridade estrutural da barreira de pressão dos filtros FT-1234001 A/B e FT-1234002 A/B - etapa 1 – análise da documentação de projeto, fabricação, inspeções e testes
71 2017 23428 Relatório técnico Nacional Avaliação da integridade estrutural da barreira de pressão dos filtros FT-1234001 A/B e FT-1234002 A/B - etapa 2 – avaliação dos mecanismos de deterioração aplicáveis
72 2017 23429 Relatório técnico Nacional Corrosão de itens internos dos VORECONs
73 2017 24028 Texto completo de evento Internacional Structural evaluation of IEA-R1 primary system pump nozzles
74 2017 24031 Texto completo de evento Internacional Simplified CFD model of coolant channels typical of a plate-type fuel element: an exhaustive verification of the simulations
75 2017 24608 Resumo de eventos científicos Internacional IEA-R1 renewed primary coolant piping system stress analysis
76 2017 24609 Resumo de eventos científicos Internacional Refurbishment of the IEA-R1 primary coolant system piping supports
77 2017 24613 Resumo de eventos científicos Internacional Ageing assessment of the brazilian research reactor IEA-R1 coresupport structures
78 2017 24999 Texto completo de evento Internacional One-way fluid-structure interaction model to study the influence of the fluid velocity and coolant channel thickness on the stability of nuclear fuel plates+
79 2016 22849 Texto completo de evento Nacional Avaliação estrutural de um suporte da tubulação do sistema de refrigeração do reator nuclear de pesquisa IPEN IEA-R1
80 2016 22989 Artigo de periódico Internacional Reviewed software methodology to stress corrosion prediction
81 2016 22991 Artigo de periódico Internacional Finite element cold bending residual stress evaluation on submarine pressure hull instability assessment
82 2015 21008 Texto completo de evento Internacional Refurbishment of the IEA-R1 primary coolant system piping supports
83 2015 21009 Texto completo de evento Internacional IEA-R1 renewed primary coolant piping system stress analysis
84 2015 22132 Artigo de periódico Internacional Compared modeling study of primary water stress corrosion cracking at dissimilar weld of alloy 182 of pressurized wter nuclear reactor according to hydrogen concentration
85 2014 20209 Artigo de periódico Internacional Modeling of tests of primary water stress corrosion cracking of alloy 182 of pressurized water reactor according to EPRI and USNRC recommendations
86 2014 20210 Artigo de periódico Internacional Preliminary stress corrosion cracking modeling study of a dissimilar material weld of alloy (Inconel) 182 with stainless steel 316 in pressurized water nuclear reactor
87 2014 20214 Artigo de periódico Internacional A methodology for modeling stress corrosion cracking with an example
88 2014 21188 Capítulo de livro Internacional Stress corrosion cracking
89 2014 22284 Artigo de periódico Nacional Influência da tensão residual de conformação mecânica na flambagem de cascos resistentes de submarinos
90 2013 19258 Texto completo de evento Internacional Seismic analysis of the saddle supports from a horizontal vessel
91 2013 19446 Texto completo de evento Internacional Comparative study of design of piping supports class 1, 2 and 3 considering german code KTA and ASMEIII - NF
92 2013 19458 Texto completo de evento Internacional IEA-R1 primary and secondary coolant piping systems coupled stress analysis
93 2013 19464 Texto completo de evento Internacional Analysis framework to calibrate a numerical model to simulate the thermal test of a 1:2 scale dual purpose cask under accident conditions
94 2013 19481 Texto completo de evento Internacional Preliminary stress corrosion cracking modeling study of a dissimilar material weld of alloy (INCONEL) 182 with stainless steel 316
95 2013 19622 Texto completo de evento Internacional Modeling of tests of preliminary water stress corrosion cracking of alloy 182 of pressurized water reactor according to EPRI and USNRC recommendations
96 2013 19627 Texto completo de evento Nacional Proposta de transferência de metodologia de modelagem de corrosão sob tensão da indústria nuclear para outras indústrias
97 2012 18771 Texto completo de evento Internacional On the water for filling and draining procedures for the IEA-R1 beam holes
98 2011 16590 Texto completo de evento Nacional Modelos de processos de fratura por corrosão sob tensão em componentes de reatores nucleares - alguns resultados e exemplos
99 2011 16591 Texto completo de evento Internacional Improvement on the numerical structural assessment of a half scale model of a nuclear spent fuel elements transportation package under 9m drop tests
100 2011 17028 Texto completo de evento Nacional Resultados de modelagem de iniciação de fratura por corrosão sob tensão em componentes de reatores nucleares
101 2011 17029 Texto completo de evento Internacional A methodology for modeling stress corrosion cracking with an example
102 2011 17030 Texto completo de evento Internacional ASME stress linearization and classification of a WYE piping junction
103 2011 17035 Texto completo de evento Internacional ASME stress linearization and classification - A discussion based on a case study
104 2011 17056 Texto completo de evento Internacional The importance of the strain rate and creep on the stress corrosion cracking mechanisms and models
105 2011 17075 Texto completo de evento Internacional Design methodology for vertical centrifugal pumps
106 2011 17077 Texto completo de evento Internacional Testing of a transport cask for research reactor spent fuel
107 2011 17114 Texto completo de evento Internacional Flow velocity calculation to avoid instability in a typical research reactor core
108 2011 17122 Texto completo de evento Internacional Structural analysis of the as-builted IEA-R1 primary coolant piping system using a complete three-dimensional model
109 2010 15596 Texto completo de evento Internacional Ageing assessment of the brazilian research reactor IEA-R1 core
110 2010 15668 Texto completo de evento Nacional Sobre o empenamento térmico de estruturas rígidas
111 2010 15670 Texto completo de evento Internacional Proposition of theoretical improvement on models of primary water stress corrosion cracking
112 2010 15673 Texto completo de evento Nacional Análises térmicas transiente e de queda livre de 9M de um modelo em escala 1:2 de uma embalagem para transporte e armazenagem de combustíveis nucleares queimados
113 2010 15776 Artigo de periódico Internacional Stress measurements in a structural component using magnetic Barkhausen noise analysis
114 2010 16133 Texto completo de evento Nacional Sobre o empenamento termico de placas rigidas de concreto rolado sobre apoio elastico
115 2009 14129 Texto completo de evento Internacional Study for improving and generalization of modeling of stress corrosion cracking at pressurized water reactors
116 2009 14130 Texto completo de evento Internacional Angra 1 RPV and pressurizer ageing management programs
117 2009 14599 Texto completo de evento Nacional Metodologia para testes mecanicos e termicos em placas de pavimento de concreto
118 2009 14605 Texto completo de evento Internacional Numerical and experimental structural assessment of a half scale model of a nuclear spent fuel elements transportation package under 9 m drop tests
119 2009 14606 Texto completo de evento Internacional ANSYS LS-DYNA PC modeling of contact/impact with high and low stiffness materials in the numerical simulation of nuclear transportation packages under 9 m drop tests
120 2009 14607 Texto completo de evento Internacional The structural design of nuclear components IPEN design by analysis experience
121 2009 14608 Texto completo de evento Internacional Valve certification - fabrication and design aspects: A practical example
122 2009 14638 Texto completo de evento Nacional Study for extension and improvement on modeling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of pressurized water reactors
123 2009 14639 Texto completo de evento Nacional Estudo numerico e experimental de um pavimento submetido a diferenciais termicos controlados
124 2009 15291 Texto completo de evento Internacional On the classification of structures, systems and component of nuclear research and test reactors
125 2009 15297 Texto completo de evento Internacional Preliminary study for extension and improvement on modeling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of pressurized water reactors
126 2009 15298 Texto completo de evento Internacional An approach for the design of closure boltz of spent fuel elements transportation packages
127 2009 15301 Texto completo de evento Internacional Transient thermal analysis of a 1:2 scale cask for research reactors nuclear spent fuel elements considering thermal contacts and irradiation
128 2008 12259 Artigo de periódico Internacional Options for the interim storage of IEA-R1 research reactor spent fuels
129 2008 13187 Artigo de periódico Internacional Using eddy current NDT to check integrity of triga mark I fuel rods cladding
130 2008 13192 Artigo de periódico Internacional On the structural integrity assessment of cracked piping of PWR nuclear reactors primary systems
131 2008 13448 Texto completo de evento Internacional Nonlinear issues on the numerical simulations of the 9 meter drop test of a transportation package
132 2008 13472 Texto completo de evento Nacional Avaliacao estrutural de pecas de tubulacao tipo Y, conforme o codigo ASME, section VIII, division 2
133 2008 13473 Texto completo de evento Nacional Avaliacao do projeto de amortecedores de impacto para embalagens de transporte de elementos combustiveis irradiados de reatores nucleares de pesquisa
134 2008 13480 Texto completo de evento Internacional Analytical and numerical evaluation of the impact limiters design of a research reactors spent fuel transportation package half scale model under 9 M drop tests
135 2008 13629 Texto completo de evento Internacional Numerical simulation of a 9m free drop test in a 1:2 scale model cask for spent fuel elements of nuclear research reactors
136 2008 13630 Texto completo de evento Internacional On the modeling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of pressurized water reactors
137 2007 11906 Artigo de periódico Internacional Preliminary results on modelling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of PWR nuclear plants
138 2007 11999 Texto completo de evento Internacional The use of magnetic barkhausen noise analysis for nondestructive determination of stresses in structural elements
139 2007 12089 Texto completo de evento Internacional Main results on modeling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of pressurized water reactors
140 2007 12090 Texto completo de evento Internacional Structural assessment of the IEA-R1 research reactor core matrix plate under loads from a new pneumatic irradiation system
141 2007 12177 Texto completo de evento Internacional Structural analysis of items in the pressure boundary of the IEA-R1 research reactor heat exchanger
142 2007 12347 Texto completo de evento Internacional Variáveis que influenciam os resultados do ensaio de materiais ferromagnéticos pela analise do ruído magnético Barkhausen
143 2007 12349 Texto completo de evento Internacional Development and application of an approach to assess the global thermal efficiency of a thermal electric power plant
144 2007 12357 Texto completo de evento Internacional Analise estrutural da placa matriz suporte do nucleo do reator nuclear de pesquisa IEA-R1
145 2007 12367 Texto completo de evento Internacional Results on modeling of primary water stress corrosion cracking at control rod drive mechanism nozzles of pressurized water reactors
146 2007 12368 Texto completo de evento Internacional Methodology to obtain semi-elliptical cracks in a nuclear reactor pressure vessel model
147 2007 12720 Artigo de periódico Internacional Diseno de seguridad en compresor con COsub(2)
148 2007 13961 Texto completo de evento Internacional A 9m drop test simulation of a dual purpose cask for spent fuel elements of nuclear research reactors
149 2007 13962 Texto completo de evento Internacional Participation of research institutes in Angra's PLiM
150 2007 13967 Texto completo de evento Internacional A rational approach to evaluate a steam turbine rotor grabbing and locking event
151 2007 13968 Texto completo de evento Internacional Finite element analysis of a compressor housing used in high pressure refrigeration system
152 2007 14659 Capítulo de livro Internacional Modeling of primary water stress corrosion cracking (PWSCC) at control rod drive mechanism (CRDM) mozzles of pressurized water reactors (PWR)
153 2006 12690 Resumo de eventos científicos Internacional A 9m drop test simulation of a dual purpose cask for nuclear research reactor spent fuel elements
154 2006 15469 Texto completo de evento Internacional Options for the interim spent fuel storage of the IEA-R1 research reactor in Brazil
155 2006 15611 Capítulo de livro Internacional Spent fuel management options for research reactors in Latin America
156 2005 10583 Texto completo de evento Internacional Construcao de um sistema de testes de choque termico pressurizado para avaliacao da integridade estrutural de vasos de pressao de reator nuclear do tipo PWR
157 2005 10789 Texto completo de evento Internacional Analise de opcoes para o armazenamento temporario de combustiveis queimados do reator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP
158 2005 10790 Texto completo de evento Internacional Utilizacao do ensaio de correntes parasitas para avaliacao de integridade do revestimento de combustivel do tipo placa
159 2005 10835 Artigo de periódico Nacional Normalizing treatment influence on the forget steel SAE 8620 fracture properties
160 2005 10855 Texto completo de evento Internacional Stress intensity factors evaluation due to thermal stresses using photoelasticity
161 2005 10856 Texto completo de evento Internacional Comparison between S-N-P curves obtained from constant stress and step-stress fatigue tests
162 2005 10857 Texto completo de evento Internacional Strain Measurements during pressurized thermal shock experiment
163 2005 10861 Texto completo de evento Internacional Structural drop test simulation of a cask for spent fuel elements from nuclear research reactors
164 2005 11045 Texto completo de evento Internacional The use of magnetic barkhausen noise analysis for mechanical stresses evaluation
165 2005 11046 Texto completo de evento Internacional Influence of the materials mechanical properties on the structural integrity assessment of cracked piping of PWR nuclear reactors primary systems
166 2005 11047 Texto completo de evento Internacional Determination of stress intensity factors due to thermal stresses using isochromatic fringe patters
167 2005 11048 Texto completo de evento Internacional 3-D constraint effects on fracture mechanics specimens
168 2005 11200 Texto completo de evento Internacional Routines for the assessment of cracked piping of PWR nuclear reactors primary systems
169 2005 11449 Capítulo de livro Internacional Modeling of primary water stress corrosion cracking (PWSCC) at control rod drive mechanism (CRDM) nozzles of pressurized water reactors (PWR)in roadside soils
170 2004 09841 Texto completo de evento Internacional On the comparison between single purpose and dual purpose casks research reactors spent fuel elements transport and storage
171 2004 10706 Texto completo de evento Internacional Numerical study of 3-D constraint effects in SE(B) specimens
172 2003 09590 Artigo de periódico Internacional The use of castor oil polyurethane foam in impact limiters for radioactive materials packages
173 2003 09842 Texto completo de evento Internacional Estudo comparativo de metodologias para obtencao do parametro inegral J atraves da analise por elementos finitos
174 2003 09885 Texto completo de evento Internacional Eddy current NDT: A developed technology for In-use spent fuel cladding examination of TRIGA and MTR reactors
175 2002 07629 Texto completo de evento Internacional Research reactor spent fuel storage in transport casks
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
188 2002 08773 Texto completo de evento Internacional Caracterizacao de espuma polimerica para uso em embalagens para transporte de rejeitos radioativos
189 2002 08780 Texto completo de evento Internacional Tecnicas de medicao de ruido eletroquimico e potencial de corrente continua reversa aplicadas a ensaios de corrosao sob tensao
190 2002 09348 Artigo de periódico Nacional Nondestructive evaluation of residual stresses in welded structures
191 2002 09433 Artigo de periódico Nacional Tecnicas de medicao de ruido eletroquimico e potencial de corrente continua reversa aplicadas a ensaios de corrosao sob tensao
192 2001 07137 Texto completo de evento Internacional Development of an impact limiter for Type B packages - characterization of its polymeric material
193 2001 07634 Texto completo de evento Nacional Different approaches for structural integrity assessment of PWR steam generator tubes
194 2001 07635 Texto completo de evento Nacional Assessment of maximium loads in ductile nuclear piping systems with through-wall circumferential cracks
195 2000 06926 Texto completo de evento Nacional Criterios de tamponamento de tubos de geradores de vapor com trincas axiais na regiao das placas suportes
196 2000 06967 Texto completo de evento Nacional Avaliação da flambagem em vasos metálicos de contenção
197 2000 06970 Texto completo de evento Internacional Stress categorization in nozzle to pressure vessel connection finite element models
198 2000 07021 Texto completo de evento Nacional Desenvolvimento de amortecedor de impacto para embalagens para transporte de material radioativo - caracterizacao do material polimerico utilizado
199 2000 07122 Texto completo de evento Nacional Projeto por analise de vasos de pressao: exemplos de utilizacao do ANSYS
200 1999 06667 Texto completo de evento Nacional Optimization of an impact limiter for radioactive waste packaging
201 1999 06668 Texto completo de evento Nacional Avaliacao da integridade estrutural de vasos de pressao de reatores nucleares PWR
202 1999 06669 Texto completo de evento Nacional Integridade de tubos de geradores de vapor de reatores PWR: Criterios de tamponamento para PWSCC na regiao de transicao proximo ao espelho
203 1997 04979 Texto completo de evento Nacional Avaliacao sismica de instalacoes nucleares
204 1996 02928 Texto completo de evento Internacional Collapse of a ring-stiffened cylindrical shell under external hydrostatic pressure-comparison between FEA and analytical formulae
205 1996 02994 Texto completo de evento Nacional Stress intensity factors for nozzle corner cracks
206 1996 02995 Texto completo de evento Nacional Elastic plastic fracture analysis of circunsferential through-wall cracked pipes under combined bending and tension
207 1996 02996 Texto completo de evento Nacional Evaluation of some ageing effects on the research reactor IEA-R1
208 1996 02997 Texto completo de evento Nacional Determinacao de tensoes em conexoes bocal-cilindro utilizando modelos de elementos finitos
209 1996 03000 Texto completo de evento Nacional Pressure vessel components analysis based on LEFM
210 1996 03630 Texto completo de evento Nacional On the allowable loads of nuclear component using different stress assessment and stress classification
211 1996 03853 Texto completo de evento Nacional Pressure vessel components analysis based on LEFM
212 1996 03857 Texto completo de evento Nacional Aspectos da avaliacao sismica do reator de pesquisa IEA-R1
213 1996 03862 Texto completo de evento Nacional Stress intensity factors for nozzle corner cracks
214 1996 03881 Texto completo de evento Nacional Determinacao de tensoes em conexoes bocal-vaso utilizando modelos em elementos finitos
215 1996 03882 Texto completo de evento Nacional Avaliacao da ressonancia acustica em trocadores de calor
216 1996 04091 Texto completo de evento Internacional Evaluation of the collapse pressures of a ringstiffened cylindrical shell under external hydrostatic pressure using code formulations and FEA
217 1995 02722 Texto completo de evento Nacional Investigating ASME allowable loads with finite element analyses
218 1995 02723 Texto completo de evento Nacional Verificacao de tensoes em um vaso de pressao nuclear com carregamentos nao axissimetricos
219 1995 02724 Texto completo de evento Nacional Fracture mechanics and fatigue evaluation of nuclear reactor components
220 1995 05857 Texto completo de evento Internacional Crack instability analysis methods for leak-before-break program in piping systems
221 1995 05858 Texto completo de evento Internacional Fatigue evaluation of ASME class 1 components considering the environmental effects
222 1995 05859 Texto completo de evento Internacional On the stress assessment and verification of 3D finite element models
223 1995 05860 Texto completo de evento Internacional Interpreting ASME limits and philosophy in FEA of pressure vessel parts
224 1995 05862 Texto completo de evento Internacional ASME limits and contradictions in the finite element analyses of pressure vessels
225 1995 05864 Texto completo de evento Internacional Stress assessment of a component using 3D finite element models
226 1995 05865 Texto completo de evento Internacional A simple aproach to fatigue analysis in nuclear class 1 components
227 1995 05866 Texto completo de evento Internacional Crack instability analysis methods of piping systems for LBB applications
228 1995 05867 Texto completo de evento Internacional Evaluation of the overall collapse of a ring-stiffened cylindrical shell
229 1995 05868 Texto completo de evento Internacional Seismic qualification tests of a nuclear power installation isolation valve
230 1995 05869 Texto completo de evento Internacional A discussion about P-T limit curves and PTS evaluation
231 1995 05873 Texto completo de evento Internacional Stress analyses of the internals of a research PWR vessel. A general overview
232 1995 05874 Texto completo de evento Internacional Stress analysis of a research PWR pressure vessel. A general description
233 1994 05508 Texto completo de evento Nacional Uma abordagem para a definicao de criterios, codigos e normas para o projeto mecanico e estrutural de componentes de centrais nucleares
234 1994 05733 Texto completo de evento Internacional Aspects of design and stress classification of a PWR support structure
235 1994 05776 Texto completo de evento Nacional Avaliacao da instabilidade de trincas para aplicacao dos conceitos de vazamento-antes-da-ruptura em tubulacoes
236 1994 05777 Texto completo de evento Nacional Avaliacao de fadiga em componentes de vasos de pressao nucleares
237 1994 05778 Texto completo de evento Internacional Instability evaluation in austenitic piping systems using two different approaches
238 1993 02170 Texto completo de evento Nacional Avaliacao do colapso elasto-plastico de cascas cilindricas reforcadas sob pressao externa
239 1992 04528 Texto completo de evento Nacional Avaliacao de tensoes em bocais de cascas esfericas
240 1992 04529 Texto completo de evento Nacional Analise de tensoes na estrutura de suporte do vaso de pressao de um reator PWR
241 1992 04532 Texto completo de evento Nacional Analise termo-estrutural do suporte do vaso de pressao de um reator PWR
242 1989 04284 Tese Nacional Elementos finitos simples de placa
243 1986 02315 Texto completo de evento Nacional Comparacao entre elementos de placa triangulares baseadas na teoria de Mindlin
244 1986 03161 Texto completo de evento Nacional Analise dinamica de tubulacoes por sintese modal
245 1984 02439 Resumo de eventos científicos Nacional Sobre a solucao interativa de sistemas de equacoes lineares em engenharia estrutural
246 1983 01004 Dissertação Nacional Analise estrutural de um modelo de vaso de pressao de concreto protendido em regime nao linear

Quadro resumo por ano e tipo de publicação gerada em tempo real a partir do registro dos dados do
autor   MIGUEL MATTAR NETO    no Repositório Digital/IPEN
13/12/2024 01:57:52
Ano Periódicos Periódicos Resumos Eventos Texto Completo Eventos Resumos Teses / Dissertações Livros Capítulos de Livros Relatório
Técnico
Iniciação
Científica
Total
Inter. Nac. Inter. Nac. Inter. Nac. Inter. Nac. Mest. Dout. MP * Inter. Nac. Inter. Nac.
Total 22 18 121 51 6 2 1 1 4 246
2024 1 6 7
2023 3 1 1 5
2022 9 1 1 11
2021 1 12 5 18
2020 1 2 1 3 7
2019 2 1 7 10
2018 2 7 10
2017 3 3 4 10
2016 2 1 3
2015 1 2 3
2014 3 1 1 5
2013 6 1 7
2012 1 1
2011 9 2 11
2010 1 2 3 6
2009 10 3 13
2008 3 4 2 9
2007 2 13 1 16
2006 1 1 1 3
2005 1 12 1 14
2004 2 2
2003 1 2 3
2002 2 9 6 17
2001 1 2 3
2000 1 4 5
1999 3 3
1997 1 1
1996 2 11 13
1995 13 3 16
1994 2 3 5
1993 1 1
1992 3 3
1989 1 1
1986 2 2
1984 1 1
1983 1 1

 MP * - de 2000 a 2012 - Mestrado Profissionalizante em Lasers em Odontologia
a partir de 2022 - Mestrado Profissional em Tecnologia das Radiações em Ciências da Saúde