Transferência de Calor em Reatores Conceito

área de pesquisa

• "ANÁLISE DE UMA CONCEPÇÃO MODIFICADA DE UM REATOR INTEGRAL DO TIPO SIR"
• "SIMULACÃO COMPUTACIONAL DE ESCOAMENTO TURBULENTO EM SUBCANAL DE PWR USANDO OPENFOAM".
• "Simulação numérica de um acidente tipo perda lenta de vazão em um reator nuclear de pesquisa"
• A new approach to the treatment of uncertainties in reactor thermal analysis by expansion of the Method of Correlated Temperatures
• Abel Gámez Rodríguez
• Acoplamento neutrônico e termo-hidráulico usando os códigos milonga e OpenFOAM: uma abordagem com software livre
• Advance Capability to Numerically Predict Transient Conditions in Pressurised Water Reactors
• Advanced method for neutronics and system code coupling RELAP, PARCS, and MATLAB for instrumentation and control assessment
• Alan Matias Avelar
• Alberto Teixeira Neto
• Alfredo José Alvim de Castro
• An Analytical Model for Bottom Reflooding Heat Transfer in Light Water Reactors
• An integral 3D full-scale steady-state thermohydraulic calculation of the high temperature pebble bed gas-cooled reactor HTR-10
• Analise de Alguns transientes em PWR com Codigos ALMOD e CORAN
• ANALISE DE UM ACIDENTE HIPOTETICO DE PERDA DE VAZAO FORCADA EM UM REATOR TIPO LMFBR
• Analysis of Heat Transfer Performance in a Brayton Cycle Recuperator
• Andre Augusto Campagnole dos Santos
• André Augusto Campanhole dos Santos
• André Felipe da Silva de Oliveira
• Angela Fortini Macedo Ferreira
• Ante-projeto de Simulador Agua-Freon para a Otimizaçãode Elementos Combustíveisde Reatores Nucleares
• Antonella Lombardi Costa
• Antonio Belchior Junior
• Antonio Sérgio de Martin Alves
• Antônio Carlos Lopes da Costa
• Antônio Carlos Marques Alvim
• ANÁLISE CFD DO NÚCLEO PRISMÁTICO DO VHTR COM DISTINTOS MODELOS DE TURBULÊNCIA E ALTERAÇÃO DE PARÂMETROS DA GEOMETRIA
• Análise da Circulação Natural Monofásica sob Movimento de Balanço em Ambiente Marinho
• Análise das propriedades termofísicas dos nanofluidos de Al2O3, TiO2 e ZrO2 em base aquosa visando aplicações em futuras gerações de reatores nucleares
• ANÁLISE DE SENSIBILIDADE NO COMPORTAMENTO DINÂMICO DE PRESSURIZADORES DE REATORES PWR
• Análise de Acidentes de Perda de Refrigerante no Reator IEA-R1 a 5 MW
• Análise de Acidentes, Segurança e Confiabilidade
• ANÁLISE DE ENSAIOS DO ACOPLAMENTO DE TUBOS DE CALOR EM UM MOTOR STIRLING
• Análise de Escala Fracional para Determinação de Parâmetros de uma Seção de Testes para o Pressurizador do Reator Nuclear IRIS
• Análise de Estabilidade para Escoamento Descendente em Canais Aquecidos
• Análise de Fluxo Crítico de Calor com Reatores Nucleares do Tipo PWR Utilizando Redes Neuronais Artificiais
• Análise de fluxo crítico de calor em reatores nucleares do tipo PWR utilizando redes neuronais artificiais
• Análise de Sensibilidade de um Modelo Teórico do Pressurizador
• Análise de Sensibilidade Em Um Modelo Simplificado de Reator A Água Leve Pressurizada Via Formalismo Matricial (Co-Orientação)
• Análise de Sensibilidade em um Modelo Simplificado do Canal Quente de Reatores a Água Pressurizada via Formalismo Matricial
• ANÁLISE DE SENSIBILIDADE NA DIFUSÃO DE CALOR EM UMA ALETA DE UM ELEMENTO COMBUSTÍVEL NUCLEAR
• Análise de temperaturas em um elemento combustível do reator de pesquisas IEA-R1 durante evento de perda lenta de vazão com RELAP
• Análise de Transientes em Reatores Gás-Grafite
• Análise do comportamento de pressão e temperatura da contenção de um reator PWR sob os efeitos de uma acidente de perda de refrigerante
• Análise do comportamento dinâmico de um PWR utilizando o programa SARDAN-2
• Análise do comportamento dinâmico em circuitos hidráulicos de reatores nucleares devido a falhas nas bombas de refrigeração
• Análise e comparação de programas computacionais para análise do desempenho sob irradiação de placas de combustível de urânio-molibdênio e varetas cilíndricas de dióxido de urânio em reatores a água leve pressurizada
• Análise experimental de circulação natural em um circuito fechado
• Análise Experimental do Campo de Pressão e da Perda de Carga em Bancos de Tubos
• Análise Experimental do Campo de Pressões Flutuantes em Bancos de Tubos Submetidos a Escoamento Transversal Turbulento
• Análise experimental do campo de velocidades em canal anular com helicoidal
• Análise Experimental do Escoamento Turbulento em Dutos Circulares com Promotores de Turbulência Internos Tipo Helicóides
• Análise Experimental e Computacional da Camada de Água Quente Para Proteção Radiológica Em Reator de Piscina
• Análise experimental preliminar do sistema de resfriamento do vaso de conteção de um reator nuclear do tipo AP-600
• Análise Numérica e Projeto de Experimento em Escala do Sistema de Camada de Água Quente do Reator Multipropósito Brasileiro
• Análise Termohidráulica de Pwr'S Por Subcanais Utilizando Formulações Petrov-Galerkin de Elementos Finitos e Um Método Frontal de Solução de Sistemas Lineares
• Análise Termohidráulica de Reatores a Água Pressurizada
• Análise Termohidráulica do Núcleo de Angra I
• Análise Teórico-Experimental da Termofluidinâmica de Reatores de Pesquisa Refrigerados a Água em Regime de Convecção Natural
• Análise térmica bidimensional de uma barra de combustível nuclear pelo Método dos Volumes Finitos sob fluxo neutrônico variável
• Análise térmica de escoamentos axiais em um subcanal típico de elementos combustíveis nucleares
• Aparecida Celina Jarletti
• Aplicacao do Formalismo de Perturbacao Para Calculos de Sensibilidade Em Nucleos de Reatores PWR
• Aplicação da Teoria de Perturbação À Análise de Sensibilidade Em Geradores de Vapor de Usinas Nucleares
• Aplicação de uma nova Metodologia Baseada na Propagação Estatística das Incertezas para Avaliar os Limites do DNBR
• Aplicação do código RELAP5-3D para análise térmica do núcleo de um reator ADS
• Aplicações da teoria da pertubação a escoamentos bifásicos
• Aplicações de Métodos Perturbativos ao Modelo Multi-Canal COBRA IV-I, para Cálculos de Sensibilidade em Núcleos de Reatores Nucleares
• Aportaciones al Estudio de Inestabilidades en Reactores de Agua en Ebullición
• Arthur Vieira da Silva Oliveira
• Aspectos da Teoria do Potencial Aplicado a Problemas Inversos de reconstrução de fontes
• Avaliação termo-hidraulica de combustível anelar de alto rendimento
• Benedito Dias Baptista Filho
• Campo de Temperatura no Concreto em Contato com Líquidos Quentes.
• CARACTERIZAÇÃO DE UM MOTOR STIRLING DE PISTÃO LIVRE COM VISTAS À GERAÇÃO DE POTÊNCIA NO ESPAÇO
• CARACTERIZAÇÃO DO EVENTO DE QUEDA DE BARRAS DE CONTROLE ATRAVÉS DAS TEMPERATURAS NA POSIÇÃO DOS TERMOPARES NO NÚCLEO DE REATORES PWR.
• Carla Simone Cardoso Guimarães
• Carlos Alberto Brayner de Oliveira Lira
• Carlos Vicente Goulart de Azevedo
• Cassiano Ricardo Endres de Oliveira
• Celso Garnica Mota
• CFD Simulation of isothermal upward two-phase flow in a vertical annulus using interfacial area transport equation
• Ciclos de Combustíveis Nucleares Alternativos
• CLARYSSON ALBERTO MELLO DA SILVA
• Claudia de Vilhena Schayer Sabino
• Cláubia Pereira Bezerra Lima
• COEFICIENTES DE ATRITO DE SUBCANAIS E DISTRIBUIÇÃO DO ESCOAMENTO EM ARRANJOS HEXAGONAIS DE BARRAS COM ESPAÇADORES HELICOIDAIS
• Comparison of Dynamic Mode Decomposition and Deep Learning Techniques for Two-Phase Flows Analysis
• Comportamento de uma Central Nuclear, em Condições de um Postulado Acidente de Perda de Refrigerante
• Comportamento Termofluidodinâmico do gás refrigerante Hélio em reator VHTGR de núcleo prismático
• Comportamento termohidráulico de vareta aquecida eletricamente durante transitório de fluxo crítico de calor
• Computational simulation of a single Taylor bubble rising in a vertical column with stagnant liquid
• Concéption d'un Récuperateur de Corium pour Réacteurs à Eau Sous Pression
• Contribuciones a la Triangulación Automática de Dominios Tridimensionales
• Coupled Radiation Transport Thermal Fluid Dynamic Modelling of a Very-High Temperature Reactor
• Critical Velocity Experimental Assessment in Flat Plate Fuel Element for Nuclear Research Reactor
• Cálculo da Distribuição de Temperatura em Varetas Combustíveis: Estudo do Efeito da Excentricidade no Posicionamento das Pastilhas de UO2
• Cálculo da Distribuição Tridimensional de Vazão e Temperatura no Núcleo de Reatores Nucleares Usando a Solução Global Iterativa de Hardy Cross
• Cálculo da fração de vazio em escoamentos bifásicos (gás/líquido) a partir da identificação de bolhas em imagens digitais
• Cálculo da queda de pressão e da distribuição de vazão no núcleo de reatores LMFBR
• Cálculo termohidráulico de reatores PWR
• Daniel Milian Pérez
• Dario Martin Godino
• David Adjuto Botelho
• DEFINIÇÃO DE PARÂMETROS DE UMA SEÇÃO DE TESTES PARA ANÁLISE DA CONVECÇÃO NATURAL E DA PERDA DE REFRIGERANTE NO REATOR NUCLEAR AP1000 ATRAVÉS DE LEIS DE SIMILARIDADE E DA ANÁLISE DE ESCALA FRACIONAL
• Definição Preliminar do Projeto de um Reator Nuclear de Pesquisa e Produção de Radioisótopos, utilizando Urânio Natural e Água Pesada
• Deiglys Borges Monteiro
• Desempenho térmico de varetas de combustível nuclear submetidas a variações angulares dos coeficientes de troca de calor
• Desenvolvimento de código computacional para análise de transferência de calor transiente 3D até o Dryout em varetas combustíveis sob condições não usuais.
• Desenvolvimento de código de subcanal de reatores PWR com escoamento bifásico
• Desenvolvimento de Código Termo-Hidráulico para Análise do Fenômeno de Remolhamento em Circuito Experimental Representativo do Núcleo de Reatores do Tipo PWR.
• Desenvolvimento de modelos analítico e numérico associados ao fenômeno de condensação por contato direto em tanque de alívio de reator PWR
• Desenvolvimento de método de cálculo para análise cinética unidimensional, em reatores à fissão, compreendendo efeitos de realimentação.
• Desenvolvimento de um Aparato Experimental para estudo da Ebulição Nucleada.
• Desenvolvimento de um código computacional 3D para estudos de transferência de calor em varetas combustíveis, em situações não usuais
• Desenvolvimento de um código de computador tridimensional para a reconstrução da distribuição de potência por meio de instrumentação localizada no refletor lateral assim como determinação da capacidade e limitações deste método
• DESENVOLVIMENTO DE UM CÓDIGO TERMO-HIDRÁULICO PARA ANÁLISE DE NUCLEO DE REATORES TIPO PWR OPERANDO EM CONDIÇÕES DE REGIMES PERMANENTE E TRANSIENTE
• DESENVOLVIMENTO DE UM CÓDIGO TERMOHIDRÁULICO PARA ANÁLISE DE NUCLEO DE REATORES TIPO PWR OPERANDO EM CONDIÇÕES DE REGIMES PERMANENTE E TRANSIENTE
• Desenvolvimento de um Elemento Combustível Instrumentado para o Reator de Pesquisa IEA-R1
• Desenvolvimento de um modelo geométrico detalhado para modelagem termoidráulica de sistemas ads, do tipo leito de bolas
• Desenvolvimento de varetas elétricas com elemento resistivo de grafite sintético ou conjugado carbono/carbono para ensaios de simulação de transientes em reatores nucleares
• Desenvolvimento do Escoamento Turbulento nos Subcanais de Feixes de Barras
• DESENVOLVIMENTO DO PROGRAMA ATHELCORE PARA ANALISE TERMOIDRAULICA DO NUCLEO COMPLETO DE REATORES DO TIPO LMFBR
• Desenvolvimento do programa ATHELCORE para análise termohidráulica do núcleo completo de reatores do tipo LMFBR
• DESENVOLVIMENTO E CARACTERIZAÇÃO DE UMA TURBINA SEM LÂMINAS
• DESENVOLVIMENTO, CONSTRUÇÃO E ANÁLISE DE FUNCIONAMENTO DE TUBOS DE CALOR
• Determinacao de coeficientes de mistura em secao de testes simulando um reator refrigerado a agua.
• Determinacao do tempo de resposta de transdutores de pressao utilizando o metodo de medida direta
• Determinacao experimental da redistribuicao axial do escoamento em feixes de varetas com forte componente transversal
• Determinação de Temperaturas e Fluxo de Calor em Pastilhas de Combustível Nuclear com Diferentes Formas de Seção Transversal
• Determinação do Coeficiente de Transferência de Calor entre uma Superfície Cilindrica e um Regime de Bolsão obtido no interior de um Tubo Vertical
• Determinação experimental da potência de decaimento de elementos irradiados no IEA-R1
• DETERMINAÇÃOO DE PARÂMETROS DE BOLHAS EM ESCOAMENTOS BIFÁSICOS.
• DEVELOPED LIQUID FILMS FALLING AROUND TAYLOR BUBBLES INSIDE VERTICAL STAGNANT COLUMNS
• Diego Alvim Gomez
• Distribuicao de Temperatura Em Varetas Combustiveis Cilindricas.
• Distribuição de temperaturas na grafite durante seu recozimento em reatores refrigerados a ar.
• Distribuição de Velocidades do Refrigerante nos Internos de um Reator PWR
• Dr. Daniel Kao Sun Ting
• Dr. Delvonei Alves de Andrade
• Duvan Alejandro Castellanos Gonzalez
• Dynamic mode decomposition of numerical data in natural circulation
• Edmundo selvatici
• Eduardo Henrique Rangel Honaiser
• Eduardo Madeira Borges
• Eduardo Maprelian
• Eneida Regina Guimarães Dourado Ribeiro
• ENGENHARIA DE REATORES
• Enzo Alberto Dari
• Estabelecimento de Padrões e Parâmetros Termodinâmicos de um Reator Refrigerado a Gas
• Estudo analítico da distribuição de velocidades no escoamento axial através de um feixe de barras
• Estudo da Cinética de Recobrimento de Partículas em Reator de Leito de Jorro
• estudo da influência do conteudo de gas dissolvido sobre cavitação em bombas centrífugas
• Estudo da limitação de escoamento em contracorrente água/ar em canais horizontal e inclinado unidos por curva
• Estudo de Escoamentos Bifásicos Gás-Líquido em Dutos Verticais e Inclinados através de Simulação Computacional
• Estudo de limites térmicos de reatores PWR de combustível tipo vareta através de código termo hidráulico no canal quente
• Estudo do Desenvolvimento dos Perfis Térmico e Hidrodinâmico em um Duto pelo Método ADI
• Estudo do transiente de um reator nuclear a leito fluidizado
• Estudo Experimental da Velocidade de uma Partícula Imersa em um Fluído em Rotação
• Estudo experimental das distribuições da pressão estática e da tensão cisalhante superficial em um feixe de sete barras com espaácores helicoidais
• Estudo Experimental das Flutuações de Temperatura em Dutos Circulares Aquecidos com Promotores de Turbulência Internos
• Estudo Experimental de Circulação Natural Bifásica Usando Técnicas Ultrassônicas e de Visualização
• Estudo Experimental do Aumento da Transferência de Calor em Dutos Circulares com Promotores de Turbulência Helicoidais através da Técnica de Sublimação de Naftaleno
• Estudo Preliminar Sobre as Vantagens de uma Barra de Combustível com Seção Transversal Semelhantes à um Glóbulo Vermelho
• Estudo Termohidráulico do núcleo AP-Th 1000
• Estudos de limites termo-hidráulicos para o projeto de vareta combustível de reatores nucleares
• Estudos experimentais da ascensão de bolhas de Taylor individuais em tubos verticais e ligeiramente inclinados
• Estudos Preliminares de Viabilidade Neutrônica e Termohidráulica de um Reator OTTO-HTR, Utilizando Plutônio como Combustível.
• Evolução da Pressão em escoamento Vertical Ascendente ao Longo de um Canal Cilíndrico Aquecido
• Evolução e aplicação do programa SARDAN para simulação de transitórios hidráulicos em PWR
• Experimental and analytical study of axial turbulent flows in an interior subchannel of a bare rod bundle
• Experimental study of dispersed flow film boiling at sub-channel scale in LOCA conditions: Influence of the steam flow rate and residual power
• Experimental study of single Taylor bubbles rising in vertical and slightly deviated circular tubes
• Experimentelle Untersuchung der Vorgänge in engen Spalten zwischen den Unterkanälen von Stabbündeln bei turbulenter Strömung
• Experimentos de Perda de Refrigerante Total e Parcial no Reator IEA-R1.
• Fabricio Ogheri de Carvalho Gameleira
• Farhang Sefidvash
• Felippe Celestino Moreira
• Fernando Roberto de Andrade Lima
• Flujo calórico crítico en canales anulares horizontales excéntricos
• Fluxo Crítico em Escoamentos Bifásicos
• Formulação de Elementos Finitos Descontínuos para Corpos de Revolução com Aplicação na Prevenção de Fratura Frágil em Vaso de Pressão de Reatores PWR
• Francisco Dias Rocamora Junior
• Gabriel Angelo
• Genita Ribeiro Gonçalves Antonino
• Grupo de Estudos em Turbulência
• Grupo de Reatores Avançados e Inovadores
• Guilherme Borges Ribeiro
• GUSTAVO BENITEZ ALVAREZ
• Gustavo Domingos Pereira
• Heat Transfer in Fixed Bed Elliptic Cylindrical Reactor via Two-Phase Model
• High-Temperature Nuclear Reactor Dynamics
• Hugo Cesar Rezende
• Impacto da redução de urânio nas placas laterais dos elementos combustíveis do reator IEA-R1 nas análises termo-hidráulica e neutrônica
• Impacto de Altos Percentuais de Tamponamento de Tubos de Geradores de Vapor na Usina Nuclear de Angra 1
• Implementation of a Multi-cell Approach in the Multi-Physics Calculations of an Aqueous Homogeneous Reactor
• Investigação numérica e experimental do escoamento de água em feixe de varetas representativo de elementos combustíveis nucleares de reatores do tipo PWR
• Jairo Fernando Junqueira dos Santos
• Javier González Mantecón
• Jorge Luis Baliño
• Josenei Godoi de Medeiros
• José Luiz Batista
• José Luiz Horacio Faccini
• João Alberto Magalhães Gadelha
• João Claudio Batista Fiel
• João Jorge da Cunha
• Juliana Pacheco Duarte
• Jussiê Soares da Rocha
• Lamartine Nogueira Frutuoso Guimarães
• Leorlen Yunier Rojas Mazaira
• Levantamento das concentrações de radônio e torônio em centro comercial.
• Loss of flow accident analysis in Atucha II nuclear power plant using RELAP5 model
• Luis Felipe Serra Cadiz
• Luis Fernando Gonçalves Pires
• Luiz Alberto Ilha Arrieta
• Luiz Rogério Araujo de Araujo
• Luís Felipe Ribeiro Romano
• Lázara Silveira Castrillo
• Marcelo Antonio Veloso
• Marcelo da Silva Rocha
• Marcelo de Bastos Lavrador
• Marcos Bertrand de Azevedo
• Mardson Alencar de Sá Magalhães
• Maria Auxiliadora Fortini Veloso
• Maria de Lourdes Moreira
• Mario Cerrogrande Ramos
• Maury Saddy
• Mecânica dos Fluidos Computacional aplicada a Instalações Nucleares
• Medidas de fração de vazio em escoamentos bifásicos por transmissão e difusão de nêutrons
• Modelagem Matemática do Comportamento Termoidráulico de Metais Líquidos em Escoamento Turbulento
• Modelagem numérica de escoamento ascendente em duas fases em tubo vertical de seção anular
• Modelagem numérica de um ciclo Brayton com vista à verificação da consistência de definição dos componentes do ciclo, para o projeto TERRA
• MODELAGEM NUMÉRICA DE UM CICLO BRAYTON COM VISTAS À VERIFICAÇÃO DA CONSISTÊNCIA DE DEFINIÇÃO DOS COMPONENTES DO CICLO, PARA O PROJETO TERRA
• Modelagem Teórica-Experimental da Equação da Quantidade de Movimento para Geradores de Vapor de Reatores PWR
• Modelagem Teóricao-Experimental da Equação da Quantidade de Movimento para Geradores de Vapor de Reatores PWR
• Modelo de simulação de Geradores de Vapor para centrais nucleares tipo LMFBR
• Modelo determinístico para análise termohidráulica em escoamento em feixes de barras com espaçadores helicoidais
• Modelo homogêneo de um gerador de vapor para simulação de transitórios operacionais e acidentes em centrais nucleares tipo PWR
• Modelo Matemático para o Estudo do Comportamento Dinâmico de Geradores de Vapor de Tubos em U com Circulação Natural
• Modelo nodal para simulação do núcleo de um reator PWR
• Modelo numérico para cálculo de transitório hidráulico com separação de coluna e interação fluido-estrutura
• Modelo numérico para cálculo de transitórios hidráulicos com escoamento bifásicos e interação fluido-estrutura
• Modelo Numérico para Solução Termo-Hidráulica de um Trocador de Calor de Carcaça e Tubos em U" com Chicanas Segmentais
• Modelo para Análise de Circuitos de Resfriamento em Circulação Natural
• Modelo para simulação do comportamento dinâmico de circuitos hidráulicos de reatores do tipo PWR
• Modelo para simulaçãode transientes no circuito de vapor de uma central PWR
• Modelo simplificado para análise de DNB
• Modelo Termohidráulico para Realimentação do Cálculo de Seções de Choque Neutrônicas em Reatores PWR
• Modelo termohidráulico para realimentaçãodo cálculo de seções de choque neutrônicas em reator PWR
• Molten Salt Reactor thermal-fluid dynamics evaluation using a CFD code for a theoretical power density distribution
• Moysés Alberto Navarro
• MULTI-MODULAR INTEGRAL PRESSURIZED WATER REACTOR CONTROL AND OPERATIONAL RECONFIGURATION FOR A FLOW CONTROL LOOP
• Métodos Adaptativos Aplicados à Resolução de Problemas de Transporte Predominantemente Convectivos
• Métodos Numéricos de Resolução da Equação de Condução do Calor Bi-dimensional
• Natasha Magalhães Conceição
• Nikolas Lymberis Scuro
• Non-Linear Dynamics of a Once-Through Steam Generator
• Nonlinear H infinit control of nuclear steam generators
• Numerical Analysis and Optimization of a Closed Brayton Cycle Recuparator
• Numerical Evaluation of Radial Void Fraction Profiles in a R-134a Subcooled Boiling Flow.
• Numerical Solution of Hyperbolic Multiphase Flow Equations for the Oklo Natural Reactors
• Omar Campos Ferreira
• PATRÍCIA AMÉLIA DE LIMA REIS
• Paulo Augusto Berquo de Sampaio
• Paulo José Knob
• Pedro Carajilescov
• Projeto, montagem e comissionamento de uma instalação de testes de remolhamento
• Rajendra Narain
• Ramon Soares de Faria
• Real-Time Three-Dimensional Thermal-Hydraulic Model and Non-Linear Controller for Large PWR Cores
• Reações Nucleares de Alta energia ("Spallation") e Sua Aplicação em calculo de Sistemas Nucleares Acionados por Fonte
• REDIMENSIONAMENTO DO SISTEMA DE RESFRIAMENTO DA FERMENTAÇÃO PARA ELEVAÇÃO DA CAPACIDADE DE PRODUÇÃO DE ETANOL
• Refrigerasção de Segurança por Imersão
• Rita de Cássia Fernandes de Lima
• Ronaldo Célem Borges
• Rubens Souza dos Santos
• SARDAN - Um programa para simulação de transitórios numa usina PWR típica
• Silvia Barbosa Galvão Cesar
• Simulacao do Comportamento Termico de Uma Vareta Nuclear Atraves de Uma Vareta Aquecida Eletricamente.
• Simulacao numerica do fenomeno de remolhamento de um elemento de combustivel
• Simulation of stead-state and transient of slow loss of cooling accident of a channel in a plate type fuel element reactor
• Simulação computacional de eventos termo-hidraulicos transitorios em multicircuitos com multibombas
• Simulação do Fenômeno de Circulação Natural Mono e Bifásica
• Simulação Numérica do Acoplamento Neutrônico-Termohidráulico em Reatores Nucleares PWR.
• Simulação Numérica do Escoamento Axial com Transferência de Calor em Banco de Tubos
• Simulação numérica tridimensional do fenômeno de circulação natural de um elemento combustível padrão do reator nuclear IEA-R1
• Simulação por eventos discretos orientada a objetos para análise da indisponibilidade de sistemas dinâmicos
• Solução das Equações Multigrupo-Difusão Pelo Método de Matrizes Resposta
• Sérgio Viçosa Möller
• Tecnologia de reatores nucleares
• Tecnologia de Reatores Nucleares e Instalações Radioativas
• Tecnologia Nuclear Espacial
• Termo-hidráulica e Segurança em Sistemas Nucleares
• Termohidraulica del nucleo de un reactor de piscina utilizando el codigo COBRA-IV-I
• Thermal Study of a Heat Pipe-Radiator Assembly for Nuclear Space Power Systems
• Thermal-hydraulic 0D/3D coupling in OpenFOAM: Validation and application in nuclear installations
• Thermal-hydraulic validation of two-phase models in THUNDER code against benchmark results and CFD codes
• Thermal-hydraulics validation of CFD code for light water nuclear reactors against benchmark experimental results
• Thiago Augusto dos Santos
• Thiago Daboit Roberto
• Thiago Garcia João
• Total and partial loss of coolant experiments in an instrumented fuel assembly of IEA-R1 research reactor
• Transferência de calor e massa no resfriamento de uma superfície vertical através de um filme líquido com escoamento de ar
• Ulisses Alves Maciel Neto
• UM ESTUDO DO MÉTODO I-KSGFD PARA A SIMULAÇÃO DE CIRCUITOS TERMO-HIDRÁULICOS
• Um modelo constitutivo para o escoamento através de arranjos de barras de seção circular
• Um Novo Algoritmo Computacional Para Análise Termohidráulica de Plantas Industriais
• Um Novo Algoritomo Computacional para Análise Termohidráulica de Plantas Industriais
• Um novo esquema de estabilização para problemas difusivos-convectivos via método dos elementos finitos
• Um planejamento de experimentos para a avaliação do fluxo de calor crítico de reatores nucleares a água pressurizada de pequena escala.
• Um Problema inverso de reconstrução de fontes para a equação de difusão-advecção
• Um Simulador de Transientes Operacionais de Potência em Reatores para Propulsão Nuclear.
• Uma nova técnica para contenção de acidentes em reatores nucleares de água pressurizada.
• Untersuchungen an Fortgeschrittenen Siedewasserreaktoren Anordnungen
• Utilização do Método MAT para a Análise do Limite de Ebulição Nucleada em Subcanais de Feixes de Varetas
• Verification of Numerical Solutions of Thermal Radiation Problems in Participating and Non-Participating Media
• Verificação de Erros de Discretização em Problemas de Radiação Térmica
• Walter José Ferreira
• Wanderley Freitas Lemos
• Étude et Conception d'un Coeur Avancé a Neutrons Rapides