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19-Dez-2016
Acoplamento neutrônico e termo-hidráulico usando os códigos milonga e OpenFOAM: uma abordagem com software livre
Vitor Vasconcelos Araujo Silva
Tese de Doutorado
11-Fev-2019
Avaliação termo-hidráulica para combustível nuclear de alto desempenho utilizando o código de subcanais STHIRP
Wallen Ferreira de Souza
Dissertação de Mestrado
23-Nov-2017
Estudo experimental da camada de água quente em um modelo em escalado Reator Multipropósito Brasileiro (RMB)
Gabriel Caio Queiroz Tomaz
Dissertação de Mestrado
20-Nov-2013
Estudos neutrônicos e termo-hidráulicos para o desenvolvimento de uma metodologia de acoplamento entre códigos aplicada ao reator de pesquisa TRIGA IPR-R1
Patricia Amelia de Lima Reis
Tese de Doutorado
30-Nov-2012
Investigação numérica e experimental do escoamento de água em feixe de varetas representativo de elementos combustíveis nucleares de reatores do tipo PWR
Andre Augusto Campagnole dos Santos
Tese de Doutorado
31-Jan-2014
Modelagem e análise de transferência de calor de um resfriador de clínquer tipo satélite para forno de cimento
Lucio Barreto Pereira
Tese de Doutorado
11-Jan-2008
Modelagem numérica com validacao experimental de escoamento através do bocal inferior de um elemento combustível nuclear
Andre Augusto Campagnole dos Santos
Dissertação de Mestrado