Segurança, Localização e Licenciamento de Reatores Conceito

área de pesquisa

• "ANÁLISE DE UMA CONCEPÇÃO MODIFICADA DE UM REATOR INTEGRAL DO TIPO SIR"
• "Cálculo do custo ambiental das usinas nucleares de Angra 1, 2 e 3, utilizando o programa SIMPACTS"
• "Desenvolvimento de Processo para Imobilização de Rejeitos de Usinas Nucleares utilizando Betumes Nacionais"
• ? Estudio de los límites de seguridad en regímenes de explotación no standard de reactores VVER-440
• ?Avaliação da Confiança do Processo de Divulgação de Planos de Emergência com Abordagem do APELL Modificado e Definida por Rede Bayesiana?.
• A comunicação dos riscos na preparação para emergências nucleares: um estudo de caso em Angra dos Reis, Rio de Janeiro
• A Ergonomia e a Gestão de Risco em Organizações que Lidam com Tecnologias Perigosas: Tomada de Decisão de OPeradores de Usinas Nucleares
• A high Order Numerical Scheme for the Solution of the Advection Diffusion Equation
• A qualitative approach of the regulation for the life extension of brazilian nuclear power plants
• A Utilização dos Métodos de Nichos dos Algoritmos Genéticos na Otimização de Problemas de Reatores Nucleares
• Abordagem sistematica para avaliação de riscos de acidentes em instalações de processamento quimico e nuclear
• Alan Matias Avelar
• Aldo Siervo de Amorim
• Alexandre de Souza Dutra
• Alzira Abrantes Madeira
• An Analytical Model for Bottom Reflooding Heat Transfer in Light Water Reactors
• An INRS cause tree method assessment for complex accidents analysis: Application to the Fukushima Nuclear Power Plants accident
• Analise da Confiabilidade do Sistema de Agua de Alimentacao Auxiliar de Angra I Considerando Falhas de Causa Comum pelo Metodo das Letras Gregas Multiplas
• Antonio Belchior Junior
• Antonio Carlos Alves Vaz
• Antonio Cesar Ferreira Guimaraes
• Antonio Sérgio de Martin Alves
• Antônio Carlos Marques Alvim
• Análise da Confiabilidade de Configurações Alternativas de Controladores Lógicos Programáveis para Sistemas de Segurança
• Análise da Confiabilidade dos Sistemas de Injeção Ativa de Angra I
• Análise da Indisponibilidade do Sistema de Limitação de Angra 2 por Rede de Petri
• ANÁLISE DE SENSIBILIDADE NO COMPORTAMENTO DINÂMICO DE PRESSURIZADORES DE REATORES PWR
• Análise de Acidentes, Segurança e Confiabilidade
• Análise de Confiabilidade através do Método de Árvore de Falhas - Aplicação para o Sistema de Linha de Eixo de um Submarino
• Análise de Confiabilidade do Sistema de Água de Alimentação Auxiliar de Angra-I Incorporando Falhas de Causa Comum pelo Modelo das Letras Gregas Múltiplas
• Análise de Consequências em Acidentes com Perda de Refrigerante (LOCA-"Loss of Coolant Accident") em Reatores do tipo PWR's ("Power Water Reactor")
• Análise de falhas de um sistema digital de controle do pressurizador de uma usina nuclear por um modelo de simulação dinâmica
• Análise de Falhas Humanas em um Sistema Digital de uma Usina Nuclear Utiizando uma Metodologia Híbrida DFM/ATHEANA/Fuzzy
• ANÁLISE DE FALHAS HUMANAS EM UM SISTEMA DIGITAL DE UMA USINA NUCLEAR UTILIZANDO UMA METODOLOGIA HÍBRIDA DFM/ATHEANA/FUZZY
• Análise de perigos em instalações de enriquecimento isotópico de urânio
• Análise de Segurança de Instalações Nucleares
• Análise de Sensibilidade em um Modelo Simplificado do Canal Quente de Reatores a Água Pressurizada via Formalismo Matricial
• Análise de Sensibilidade Em Um Modelo Simplificado do Canal Quente de Reatores À Água Pressurizada, Via Formalismo Diferencial
• Análise de tensões em tubulações submetidas a transiente de pressão interna e temperatura
• Análise de Transientes em Reatores Gás-Grafite
• ANÁLISE DO ACIDENTE DE PERDA DE REFRIGERANTE PRIMÁRIO DEVIDO A QUEBRA DA LINHA DE SURTO DO PRESSURIZADOR DA USINA NUCLEAR ANGRA 2
• Análise do comportamento da contenção do reator Angra 2 durante um acidente de base de projeto
• Análise do comportamento dinâmico de um PWR utilizando o programa SARDAN-2
• Análise do Sistema Estrutural para o Prédio de um Reator Experimental de Irradiação
• Análise multi-critério das metodologias de cálculo da compensação financeira a munícipios com repositório de alta atividade
• Análise probabilística de segurança de eventos externos para um reator nuclear em fase de projeto no interior de São Paulo
• Análise Probabilística de Segurança para Perigos Externos: requisitos regulatórios e diretrizes vigentes, estado da arte em métodos e estudo de caso para uma instalação nuclear localizada no interior do Estado de São Paulo - Brasil
• Análise Termohidráulica do Núcleo de Angra I
• ANÁLISES DE AMOSTRAS AMBIENTAIS PARA FINS DE SALVAGUARDAS NUCLEARES NO BRASIL
• Aplicacao da metodologia fuzzy na quantificacao da probabilidade de erro humano em instalacoes nucleares
• Aplicação da Metodologia da Árvore de Falhas na Análise de Risco em Sistemas Complexos
• Aplicação da técnica de análise de ruído para determinação do parâmetro beta/lambda em reatores de potência zero
• Aplicação de técnicas de inteligência artificial na avaliação da exposição de populações de regiões de alto background natural
• Aplicação de uma nova Metodologia Baseada na Propagação Estatística das Incertezas para Avaliar os Limites do DNBR
• Aplicações de Métodos Perturbativos ao Modelo Multi-Canal COBRA IV-I, para Cálculos de Sensibilidade em Núcleos de Reatores Nucleares
• ARCADE - Análise de Risco, Confiabilidade e Apoio à Decisão
• Arquitetura Cognitiva para Supervisão de Segurança na Operação de Usinas Nucleares
• Aspectos da abordagem probabilística na análise estrutural de vasos de pressão de aplicação nuclear
• Avaliação da Carga de Trabalho de um Operador de uma Usina Nuclear do Tipo PWR em Situação de Emergência
• Avaliação da Confiabilidade Estrutural dos Tubos de um Gerador de Vapor com Base no Diagrama FAD
• Avaliação da Extensão de Tempos Permitidos de Indisponibilidade e de Intervalos de Testes de Especificações Técnicas de Centrais Nucleares com Base em Risco
• Avaliação da Integridade do Revestimento de Elementos Combustíveis do Reator TRIGA MARK1 pelo Método de Correntes Parasitas
• Avaliação das Conseqüências Radiológicas de Acidentes em Reatores de Pesquisa
• Avaliação do Impacto Ambiental de Acidentes Severos em Reatores Nucleares de Terceira Geração
• Avaliação do Impacto de Acidente com Liberação do Refrigerante de Reator PWR. Estudo de caso: Angra 3
• Avaliação do Impacto Radiológico de Acidente Postulado no Reator Argonauta
• Avaliação do Uso do Método das Variáveis Suplementares para o Cálculo da Confiabilidade de Sistemas sob Envelhecimento
• Avaliação estrutural e de integridade de componentes nucleares
• Avaliação Neutronica de Reator Carregado com Combustível Metálico e Refrigerado por Chumbo
• Avaliação probabilística de segurança de projetos de sistemas elétricos deinstalações nucleares"
• Avgaliação da Integridade do Vaso de Pressão dos Reatores Angra 2/3 pela análise de tensões
• Blindagem multilaminada aplicada a um reator modular de pequeno porte hipotético.
• Brian de Lima Curtt
• Calculo de Barras de Controle
• Calculo de consumo de combustivel e distribuicao de potencia para um PWR, utilizando-se os programas Leopard e Citation
• CARACTERIZAÇÃO DO EVENTO DE QUEDA DE BARRAS DE CONTROLE ATRAVÉS DAS TEMPERATURAS NA POSIÇÃO DOS TERMOPARES NO NÚCLEO DE REATORES PWR.
• Carla Pereira Ricardo
• CARLOS RAFAEL GARCÍA HERNÁNDEZ
• Celia de Araújo Figueiredo
• Celso Marcelo Franklin Lapa
• Cenários Ambientais em Centrais Nucleares: Integração da Meteorologia do LOcal com Outros FAtores Ambientais por Meio de Sistemas de Informações Geográficas
• Christiane Mázur Lauricella
• CIRCUITO SIMULADOR DA REFRIGERAÇÃO DE EMERGÊNCIA DE UM REATOR PWR, DURANTE A FASE DE REINUNDAÇÃO
• CLASSIFICAÇÃO E DEDICAÇÃO DE ESTRUTURAS, SISTEMAS E COMPONENTES PARA REATORES NUCLEARES DE PESQUISA
• Classificação e dedicação de estruturas, sistemas e componentes para reatores nucleares de pesquisa
• Claudio Ubirajara Couto de Almeida
• COMPARACAO DE TRES SISTEMAS DE DIFUSAO ATMOSFERICA NA REGIAO DE ANGRA DOS REIS
• COMPENSAÇÃO FINANCEIRA DEVIDA AOS MUNICÍPIOS QUE HOSPEDEM DEPÓSITOS DE REJEITOS RADIOATIVOS
• Comportamento de uma Central Nuclear, em Condições de um Postulado Acidente de Perda de Refrigerante
• Concéption d'un Récuperateur de Corium pour Réacteurs à Eau Sous Pression
• Consequence Analysis of a Station Blackout in Brazilian Nuclear Power Plant Angra 2
• Controle Digital de um Gerador de Vapor por um Modelo de Simulação Dinâmica
• Cybersecurity Assessment Framework for Digital Interface Between Safety and Security at Nuclear Power Plants
• Cálculo de dose devido a liberação acidental de efluentes gasosos
• Código para Simulação do Núcleo do Reator à Água Pressurizada
• Daniel Massami Hirata
• Definição dos requisitos de posicionamento da sala de controle principal e de emergência em um reator nuclear de pesquisa
• Deiglys Borges Monteiro
• Desenvolvimento de requisitos para projeto de sistema de proteção digital para reatores nucleares utilizando field programable gate arrays ? FPGA.
• Desenvolvimento de Sistema Computacional Para Planejamento e Controle da Manutenção do Reator IEA-R1
• DESENVOLVIMENTO DE SISTEMA DE PROTEÇÃO PARA REATOR NUCLEAR DE PESQUISA BASEADO EM FIELD PROGRAMMABLE GATE ARRAY - FPGA
• Desenvolvimento de Tecnologia para Sistemas Complexos
• Desenvolvimento de um conjunto de funções críticas de segurança para uma unidade de conversão de hexafluoreto de urânio
• Desenvolvimento de um plano preliminar de descomissionamento de uma usina nuclear para navio mercante
• Desenvolvimento de um sistema de identificação e classificação de transientes para um reator nuclear a água pressurizada integral.
• Desenvolvimento de uma base de dados eletrônica para aplicação em Análise Probabilística de Segurança de reatores nucleares de pesquisa
• Determinacao do tempo de resposta de transdutores de pressao utilizando o metodo de medida direta
• Determinação da temperatura do Ar no Interior da Sala da Bomba de Remoção de Calor Residual da central Nuclear Angra I Após um Acidente Básico de Projeto
• Development of Fission Products Transport Model during Severe Accidents for SCDAP/RELAP5 Code
• Diogo da Silva Borges
• Domingos Nicolli
• Dr.Sc. Alexandre Santos Francisco
• Edivan Moreira Arêdes
• Edmundo selvatici
• Edson Gomes
• Eduardo de Medeiros Brandi
• Eduardo Henrique Rangel Honaiser
• Eduardo Madeira Borges
• ELABORAÇÃO DE UM CONJUNTO DE FUNÇÕES CRÍTICAS DE SEGURANÇA PARA UMA UNIDADE DE CONVERSÃO DE HEXAFLUORETO DE URÂNIO
• Emprego de redes bayesianas em modelos de manutenção
• Encapsulated OSB Energy Absorption Potential
• Eneida Regina Guimarães Dourado Ribeiro
• ENGENHARIA DE REATORES
• ENSAIOS NÃO DESTRUTIVOS
• ESPECIFICAÇÃO DO PROCESSO DO LICENCIAMENTO NUCLEAR APLICADO NA QUALIFICAÇÃO DE SISTEMAS ABERTOS
• ESTIMATIVA DA FREQUÊNCIA DE DANOS AO NÚCLEO DEVIDO A PERDA DE REFRIGERANTE PRIMÁRIO E BLOQUEIO DE CANAL DE REFRIGERAÇÃO DO REATOR DE PESQUISAS
• Estudo da limitação de escoamento em contracorrente água/ar em canais horizontal e inclinado unidos por curva
• ESTUDO DAS AÇÕES SOCIOAMBIENTAIS DO INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES DE SÃO PAULO (IPEN/CNEN - SP)
• Estudo de Caso do Mapeamento de Árvores de Falha por Redes Bayesianas
• ESTUDO DE CONFIABILIDADE DO SISTEMA AUXILIAR DE ÁGUA DE ALIMENTAÇÃO DE UMA CENTRAL NUCLEAR À ÁGUA LEVE POR ÁRVORE DE FALHAS E REDE BAYESIANA
• Estudo de Confiabilidade em Reatores de Pesquisa
• Estudo de Envelhecimento em Sistemas de Borrifo da Contenção de Reatores Nucleares através da Técnica de Árvore de Falhas.
• ESTUDO DE FATORES HUMANOS, E OBSERVAÇÃO DOS SEUS ASPECTOS BÁSICOS, FOCADOS EM OPERADORES DO REATOR DE PESQUISA IEA-R1, OBJETIVANDO A PREVENÇÃO DE ACIDENTES OCASIONADOS POR FALHAS HUMANAS.
• Estudo de Metodologias para Melhorias no Controle, Segurança e Licenciamento Nuclear de Centrais Nucleares
• ESTUDO DE UMA METODOLOGIA DE CÁLCULO PARA DETERMINAR UM ARRANJO SEGURO QUANTO A ACIDENTE DE CRITICALIDADE: METODO DO ÂNGULO SÓLIDO
• Estudo Dirigido: "A review of alarm systems for nuclear power reactors"
• Estudo dos oxiânions molibdato e tungstato como inibidores de corrosão localizada para aços inoxidáveis austeníticos 347 e 304L em água com elevado grau de pureza contendo íons cloreto e em condições hidrodinâmicas controladas
• Estudo dos oxiânions tungstato e molibdato como inibidores de corrosão para o aço inoxidável 304 em água purana presença e ausência de cloretos
• Estudo sobre Sistemas de Alívio da Contenção Aplicados a Reatores de Pequeno Porte
• Estudos experimentais da ascensão de bolhas de Taylor individuais em tubos verticais e ligeiramente inclinados
• Evaluation of -Safety Related- and -Important to Safety- terminology for safety classification of nuclear installation items in Brazil
• Evaluation of the Accident Rate of a Plant Equipped with an Aging Single Protective Channel by the Method of Supplementary Variables
• Evaluation of the probability of overflow from the Abadia de Goiás repository by the Fokker-Planck equation using the Trotter?s formula
• Experimental study of single Taylor bubbles rising in vertical and slightly deviated circular tubes
• Fabio Nascimento Gouvea
• Fabricio Ogheri de Carvalho Gameleira
• FATORES HUMANOS NA ENGENHARIA NUCLEAR
• Francine Menzel
• Gaianê Sabundjian
• Generation of Nuclear Graphite Particles by Rotational Abrasion
• Gerson Bonfietti
• Gerson Fainer
• Glênio Aguiar Goncalves
• Grupo de Inteligência Artificial
• Grupo de Reatores Avançados e Inovadores
• How do organizational structures impact operational safety? Part 2 - Designing structures that strengthen safety
• Ian Bortolotti Gomes
• Impacto de Altos Percentuais de Tamponamento de Tubos de Geradores de Vapor na Usina Nuclear de Angra 1
• Incidentes em reatores nucleares de pesquisa examinados por análise de probabilida determinística e análise probabilística de segurança'
• INDICADORES DE SUSTENTABILIDADE PARA INSTITUTOS DE PESQUISA E INOVAÇÃO DA ÁREA NUCLEAR NO BRASIL
• INDISPONIBILIDADE DO SISTEMA DE REMOÇÃO DE CALOR RESIDUAL DE ANGRA I POR REDES BAYESIANAS CONSIDERANDO FALHAS DEPENDENTES
• INTERAÇÃO DINÂMICA ENTRE UMA GOTA E UMA PAREDE AQUECIDA ACIMA DA TEMPERATURA DE LEIDENFROST
• Isaac José Antonio Luquetti dos Santos
• Isabela Barreto Tolentino
• Ivan Dionysio Aronne
• Joao Manoel Losada Moreira
• Joffre Luiz Silva Capucho
• Jonathan Marcello de Oliveira Pinto
• Jorge Luis Baliño
• Jose Lucio Terra
• José Luiz Batista
• João Claudio Batista Fiel
• João Jorge da Cunha
• Kellen Stephany Batista Marques
• Knowledge base about risk and safety of nuclear facilities to support analysts and decision makers.
• Leonam dos Santos Guimarães
• Leslie de Molnary
• Licensing Approach Applicable to Land Facilities Supporting Nuclear-Powered Submarines
• Loss of flow accident analysis in Atucha II nuclear power plant using RELAP5 model
• Luiz Alberto Ilha Arrieta
• Luís Antonio Terribile de Mattos
• Mapeamento Analítico da Confiabilidade de Detectores de Incêndio em uma Usina Nuclear
• Marcelo de Freitas Pintaud
• Marco Antonio Bayout Alvarenga
• Marco Ghungh Yamauie
• Marcos Machado Drumond
• Marcos Oliveira de Pinho
• Margaret de Almeida Damy
• Maria Alice Morato Ribeiro
• Maria Amélia Braghirolli Serrano
• Maria da Penha Sanches Martins
• Maria de Lourdes Moreira
• MATEMÁTICA APLICADA À FÍSICA E À ENGENHARIA
• Mecânica dos Fluidos Computacional aplicada a Instalações Nucleares
• Metodologia de Avaliação de Medidas Protetoras de Acidentes Hipotéticos de uma Central Nuclear, Utilizando Sistemas de Informações Geográficas
• METODOLOGIA DE GERENCIAMENTO DA DEGRADAÇÃO POR ENVELHECIMENTO EM USINAS NUCLEARES
• Metodologia para avaliação de níveis de segurança em redes de sensores sem fio (Wireless Sensor Network - WSN) em ambientes nucleares
• Metodologia para Avaliação de Risco de Falta de Energia em Reatores Nucleares Marítimos
• Metodologia para avaliação do movimento sísmico padrão em locais de instalações nucleares
• Miriam Medeiros da Silva
• Modelagem da Dispersão de Trítio a partir de Liberações Acidentais Postuladas de Centrais Nucleares
• Modelagem da fratura por corrosão sob tensão nos bocais do mecanismo de acionamento das barras de controle de reator de água pressurizada\"
• Modelagem do Conhecimento para Sistemas Inteligentes de Monitoração de Segurança de Usinas Nucleares
• Modelagem do Conhecimento para Sistemas Inteligentes de Monitoração em Seguranç em Tempo Real para Usinas Nucleares
• Modelagem Numérica com Validação Experimental de Escoamento Através do Bocal Inferior de um Elemento Combustível Nuclear
• Modelo com qualidades psicométricas para avaliação da cultura de segurança em instalações nucleares
• Modelo Computacional Paralelo Baseado em GPU para Cálculo do Campo de Vento de um Sistema de Dispersão Atmosférica de Radionuclídeos
• Modelo Computacional Paralelo Baseado em GPU para Cálculo em Tempo Real da Dispersão Atmosférica de Radionuclídeos nas Vizinhanças de uma Central Nuclear
• Modelo de Ilhas para a Implementação Pararela do Algoritmo Evolucionário de Otimização PBIL
• MODELO DE SISTEMA DE MONITORAÇÃO BASEADO EM AGENTES
• 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 para simulação do comportamento dinâmico de circuitos hidráulicos de reatores do tipo PWR
• Modificação do modelo de distribuição de bolhas usado no código Relap 4/mod 5 para análise de transientes
• Márcio Tadeu Pereira
• Método de Identificação de Transientes com Abordagem Possibilística, Otimizado por Algoritmos Genéticos.
• Método para aplicação da metodologia Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) em um Relatório Final de Análise de Segurança (RFAS) de uma planta genérica
• Método para Aplicação da metodologia Best Estimate Plus Uncertainty em um Relatório Final de Análise de Segurança
• Método para Aplicação da metodologia Best Estimate Plus Uncertainty em um Relatório Final de Análise de Segurança
• Métodos Numéricos de Resolução da Equação de Condução do Calor Bi-dimensional
• NAMEF - Núcleo Avançado em Mecânica da Fratura e Integridade Estrutural
• Nelbia da Silva Lapa
• Nelson Luiz Dias Ferreira
• On the viability of wearing evaluation by Thin Layer Activation in the presence of non-occupationally exposed individuals
• Orlando João Agostinho Gonçalves Filho
• Otimização da Eficiência Térmica de uma Usina Nuclear do Tipo PWR
• Otimização das Políticas de Manutenções Preventivas e de Testes Periódicos em Sistemas Nucleares por Algoritmos Genéticos
• Otimiz~ção das políticas de testes p~´riodicos de vigilancia em sistemas nucleares por programação genética .
• Otávio Luis de Oliveira
• Pablo Andrade Grossi
• Patrícia da Silva Pagetti de Oliveira
• Patrícia Mendes de Azevedo
• Paulo Adriano da Silva
• Paulo Fernando Ferreira Frutuoso e Melo
• PCRELAP5 - Programa de Cálculo para os dados de entrada do código RELAP5
• Pedro Paulo Levi Mateus Canazio
• Process Hazard Analysis Based on Modeling and Simulation Tools
• Projeto e avaliação do sistema de proteção física de uma instalação nuclear hipotética
• Projeto em Escala Reduzida do Núcleo de um Reator PWR em Regime de Circulação Natural Otimizado por Algoritmo Genético
• Projeto em escala reduzida do núcleo de um reator PWR em regime de circulação natural otimizado por enxame de partículas
• Projeto, montagem e comissionamento de uma instalação de testes de remolhamento
• Propagação de Incertezas em Redes Bayesianas Através do Método de Monte Carlo e Lógica Fuzzy para Aplicação em Análises Probabilísticas de Segurança de Centrais Nucleares
• Proposta de Metodologia para a Otimização do Gerenciamento do Combustível Retirado de Usinas Nulceares Utilizando Dry-Casks
• Pré-Processador Matemático para o Código RELAP5 utilizando o Microsoft EXCEL.
• Qualificação e Aplicação de Código de Análise de Acidentes de Reatores Nucleares com Capacidade Interna de Avaliação de Incerteza
• Radiation shielding for a nuclear fusion device with inertial electrostatic confinement
• Raimundo Dias da Silva
• Reconhecimento de Padrões por Morfologia Matemática e Redes Neurais Considerando Incertezas: Uma Aplicação à Língua Portuguesa
• Renato Luiz Alves Tavares
• Roberto Navarro de Mesquita
• Roberto Schirru
• Rosa Maria de Souza Biagio
• RTVD - Dicionário de Variáveis de Tempo-Real - Sistema Especialista para Desenvolvimento de Aplicações de Tempo-Real em Usinas Nucleares
• Rubens Souza dos Santos
• SARDAN - Um programa para simulação de transitórios numa usina PWR típica
• SELEÇÀO DE SÍTIOS PARA CENTRAIS NUCLEARES E A INFLUÊNCIA DA GEOLOGIA E SISMOLOGIA
• Seung Min Lee
• Short-term Assessment of Radiological Impact and Potential Risk to Workers and Public from Argonaut Nuclear Reactor Accidental Release.
• Silvério Ferreira da Silva Júnior
• Simplificação via GPT de diagramas de Transição de Estado em Análise Markovianas de Confiabilidade de Sistemas sob envelhecimento
• Simplificação via GPT de Diagramas de Transição de Estados em Análises Markovianas de Confiabilidade de Sistemas sob Envelhecimento
• Simulacao do Comportamento Termico de Uma Vareta Nuclear Atraves de Uma Vareta Aquecida Eletricamente.
• Simulacao estocastica da propagacao de trincas em tubos do gerador de vapor
• Simulação Computacional dos Experimentos: Circulação Natural no CTE-150 e Remolhamento na ITR Utilizando o TRAC-PF1
• Simulação de acidentes de queda de barras de controle em um reator tipo HTGR
• Simulação do Fenômeno de Circulação Natural Mono e Bifásica Utilizando O Código Relap5/Mod2
• Sistema Baseado em Redes Neurais Convolucionais, Recorrentes e Autocodificadoras para Classificação de Acidentes Postulados em Centrais Nucleares com Capacidade de Detecção de Anomalias e Resposta ?Não Sei?
• Sistema optoeletrônico para medição de turbidez e concentração de sedimentos em suspensão em meio líqüido.
• Sistema Supervisório Para Medidas de Fluxo de Nêutrons no Reator TRIGA IPR-R1
• Small break loss of coolant accident of 200 cm² in cold leg of primary loop of Angra2 nuclear power reactor evaluation
• Sobre a Aplicação de Sistemas de Equações Diferencias de Primeira Ordem à Confiabilidade de Sistemas de Segurança sob Envelhecimento
• Sobre a Aplicação de Processos Semi-Markovianos à Análise da Disponibilidade de Sistemas de Proteção do Tipo Lógica de Votação
• Sonia Maria Orlando Gibelli
• Síntese de uma Doutrina de Segurança para Projeto e Operação de Submarinos Nucleares
• Tecnologia de Reatores Nucleares e Instalações Radioativas
• TERMO-HIDRÁULICA
• Termo-hidráulica e Segurança em Sistemas Nucleares
• Thadeu das Neves Conti
• The Inventory and Source Term Simulation of the Argonaut Nuclear Reactor Inside a Severe Accident
• Traducción y adaptación transcultural instrumento Seguridad de Paciente en Administración de Medicamentos Pediatria: Versión español
• Técnicas y Metodología para la Interpretación de los Registros Geofísicos de Pozo en Yacimientos de Origen Vulcanogéno-Sedimentario.
• Um Estudo de Acidente de Perda de Refrigeração por Grande Ruptura na Usina Nuclear ANGRA-1.
• UM MODELO DE INDICADORES CRÍTICOS DE SEGURANÇA PARA AÇÕES REGULATÓRIAS EM USINAS NUCLEARES BASEADO EM UMA APS NÍVEL 1
• Um Modelo de Objetos baseado em KKS para Processamento de Alarmes da Usina Nuclear Angra II
• UM MODELO ESTOCÁSTICO DE DIFUSÃO PARA O CÁLCULO DA PROBABILIDADE DE FRATURA DE VASOS DE PRESSÃO
• Um Modelo Markoviano Célula a Célula Para o Cálculo da Confiabilidade de um Sistema de Controle Digital de um Gerador de Vapor
• Uma Aplicação da Técnica de Análise de Camadas de Proteção (LOPA) na Avaliação do Risco do Sistema de Hidrogênio de Refrigeração do Gerador Elétrico Principal de uma Usina Nuclear
• Uma Metodologia para Análise de Confiabilidade Utilizando a Técnica de Árvore de Falhas e Lógica FUZZY
• UMA PROPOSTA DE AGRUPAMENTO DE INDICADORES PARA AVALIAÇÃO DA EFETIVIDADE DO GERENCIAMENTO DA SEGURANÇA DE USINAS NUCLEARES
• Uso de Técnicas de Engenharia de Confiabilidade na Avaliação de Risco e Segurança de Instalações Nucleares
• Utilização de Equipamentos Digitais em Funções de Intertravamento e Proteção de Reatores Nucleares
• Utilização do Modelo de Dispersão ARTM Associado a Recursos de Geoprocessamento para Simulação do Impacto Ambiental Radiológico de Emissões Atmosféricas de um Reator de Pesquisa
• Valdir Maciel Lopes
• VANDERLEY DE VASCONCELOS
• Viabilidade Econômica de Fontes Alternativas de Energia para uma Comunidade Rural Típica da Região Norte e Nordeste do Brasil.
• Victor Coppo Leite
• Victor Gonçalves Glória Freitas
• Visit Card: sistema para controle de entrada e saída em estabelecimentos privados
• Vivian Borges Martins
• Walkirio Ronaldo Andrada Lavorato
• Walter José Ferreira
• Wellington Antonio Soares
• Youssef Morghi
• Yran Leite Maia
• Étude et Conception d'un Coeur Avancé a Neutrons Rapides