Gaiane Sabundjian

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  • Última atualização do currículo em 08/01/2019


Possui graduação em Bacharel e Licenciatura Em Física pela Pontifícia Universidade Católica de São Paulo(1978), mestrado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência pelo Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares(1981) e doutorado em Engenharia Mecânica pela Escola Politêcnica de São Paulo(1999). Atualmente é TECNOLOGISTA SENIOR do Comissão Nacional de Energia Nuclear. Tem experiência na área de Engenharia Nuclear, com ênfase em Tecnologia dos Reatores. Atuando principalmente nos seguintes temas:Elementos Finitos, Formulação Petrov-Galerkin, Equações de Navier-Stokes, Fluidos Incompressíveis, Funções de Expansão Hierárquicas. (Texto gerado automaticamente pela aplicação CVLattes)


Identificação


Nome
Gaiane Sabundjian
Nome em citações bibliográficas
SABUNDJIAN, G.;SABUNDJIAN, GAIANÊ;SABUNDJIAN, GAIANE

Endereço


Endereço Profissional
Comissão Nacional de Energia Nuclear, São Paulo, São Paulo.
Travessa R, 400
Pinheiros
05508-900 - Sao Paulo, SP - Brasil - Caixa-postal: 11049
Telefone: (11) 22032706
Fax: (11) 31339492
URL da Homepage: http://www.ipen.br


Formação acadêmica/titulação


1994 - 1999
Doutorado em Engenharia Mecânica.
Escola Politêcnica de São Paulo, POLI/USP, Brasil.
Título: Aplicação do Método da Expansão em Funções Hierárquicas na Solução das Equações de Navier-Stokes para Fluidos Incompressíveis., Ano de obtenção: 1999.
Orientador: Dr Eduardo Lobo Lustosa Cabral.
Palavras-chave: Elementos Finitos; Formulação Petrov-Galerkin; Equações de Navier-Stokes; Fluidos Incompressíveis; Funções de Expansão Hierárquicas.
Grande área: Engenharias
Setores de atividade: Outros Setores.
1979 - 1981
Mestrado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência.
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN, Brasil.
Título: Análise Básica e Comparação das Características do GCFR e LMFBR com Ciclo de Tório pela Teoria de Difusão en um Grupo de Energia.,Ano de Obtenção: 1982.
Orientador: Dr Yuji Ishiguro.
Bolsista do(a): Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN, Brasil.
Palavras-chave: Reatores Rápidos; GCFR; LMFBR; Difusão de Nêutrons; Ciclo do Tório.
Grande área: Engenharias
Setores de atividade: Energia.
1975 - 1978
Graduação em Bacharel e Licenciatura Em Física.
Pontifícia Universidade Católica de São Paulo, PUC/SP, Brasil.




Formação Complementar


2014 - 2014
Acoplamento neutrônico e TH PARCS/RELAP5. (Carga horária: 40h).
Nuclear and INdustrial Engineering (NINE) & Nuclear Research Group of San P, NRSHOT 2014, Espanha.


Atuação Profissional



Comissão Nacional de Energia Nuclear, CNEN, Brasil.
Vínculo institucional

1980 - Atual
Vínculo: Servidor Público, Enquadramento Funcional: TECNOLOGISTA SENIOR, Carga horária: 40, Regime: Dedicação exclusiva.
Outras informações
Professora co-responsável pela disciplina "Fundamentos de Tecnologia Nuclear - Módulo Reatores" junto ã pós-graduação da USP em Tecnologia de Reatores, área de Reatores Nucleares no período de 2000 até 2007.

Atividades

06/2006 - Atual
Conselhos, Comissões e Consultoria, Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, .

Cargo ou função
Membro da Comissão de Concessão de Bolsas de Iniciação Científica (PIBIC/PROBIC).
8/2002 - Atual
Outras atividades técnico-científicas , São Paulo, São Paulo.

Atividade realizada
Credenciamento para orientação de alunos - nível Mestrado.
3/1983 - Atual
Pesquisa e desenvolvimento , São Paulo, São Paulo.

09/2006 - 09/2007
Ensino, Tecnologia Nuclear Reatores, Nível: Pós-Graduação

Disciplinas ministradas
TNR5766 - Energia e Desenvolvimento
09/2000 - 09/2007
Ensino, Tecnologia Nuclear Reatores, Nível: Pós-Graduação

Disciplinas ministradas
TNR5764 - Fundamentos de tecnologia Nuclear - Módulo Reatores


Linhas de pesquisa


1.
Metodos Numéricos

Objetivo: Estudo e aplicação de métodos numéricos para solução de problemas termo-hidráulicos em reatores nucleares.
Grande área: Engenharias
Setores de atividade: Pesquisa e desenvolvimento científico.
Palavras-chave: Equações de Navier-Stokes; Mecânica de Fluidos Computacional.
2.
Análise de Acidentes em Plantas Nucleares

Objetivo: Utilização de códigos computacionais da linha RELAP para análise de acidentes e transientes em plantas nucleares e circuitos experimentais..
Grande área: Engenharias
Setores de atividade: Pesquisa e desenvolvimento científico.
Palavras-chave: Análise de Acidentes; Reatores Nucleares; RELAP5.
3.
Termo-Hidráulica

Objetivo: Estudo termo-hidráulico de instalações nucleares..
Grande área: Engenharias
Setores de atividade: Pesquisa e desenvolvimento científico.
Palavras-chave: Mecânica de Fluidos; Natural ciruculation.


Projetos de pesquisa


2017 - Atual
Fusão nuclear com confinamento eletrostático inercial assistido por campo magnético (MAIECF)

Projeto certificado pelo(a) coordenador(a) Eduardo Lobo Lustosa Cabral em 21/06/2018.
Descrição: Sobre Fusão Nuclear.
Situação: Em andamento; Natureza: Pesquisa.
2013 - 2015
ESTUDO DA INFLUÊNCIA DA RADIAÇÃO IONIZANTE SOBRE OS NANOFLUIDOS VISANDO APLICAÇÕES EM NOVAS GERAÇÕES DE REATORES NUCLEARES
Descrição: Este projeto de pesquisa tem como objetivo investigar as propriedades físicas de nanofluidos associadas às suas capacidades de transporte de calor, tendo em vista a possibilidade de aplicação em reatores nucleares. O projeto consiste em realizar estudos teóricos e experimentais com nanofluidos que resultem no avanço do conhecimento sobre suas propriedades físicas com e sem a ação da radiação ionizante. Os nanofluidos à base de óxidos metálicos Al2O3, TiO2, BeO, ZrO2, reconhecidamente eficientes no processo de transporte de altos fluxos de calor, têm sido considerados promissores para a utilização em sistemas de alta tecnologia, mas os seus comportamentos sob a ação de radiação ionizante ainda são pouco conhecidos. Suas propriedades físicas, principalmente a condutividade térmica, os classificam como fluidos promissores para aplicações nas futuras gerações de reatores nucleares em desenvolvimento. Com o objetivo de melhor compreender os efeitos da radiação ionizante sobre os nanofluidos e sua capacidade de transporte de altos fluxos de calor, serão feitas análises e experimentos para medição de algumas propriedades físicas como a condutividade térmica, densidade, viscosidade, tensão superficial e ângulo de contato com a superfície antes e depois de irradiadas as amostras. O projeto contará com a parceria de pesquisadores de outras instituições nacionais que já possuem conhecimento formado sobre nanofluidos, contribuindo para o desenvolvimento desse conhecimento em âmbito nacional. Os resultados das investigações serão importantes para o desenvolvimento do conhecimento do comportamento dos nanofluidos sob a ação da radiação ionizante, viabilizando, no futuro, suas aplicações em novas gerações de reatores nucleares, além de contribuir para o desenvolvimento do conhecimento e formação de novos pesquisadores na área nuclear e de nanotecnologia no Brasil..
Situação: Concluído; Natureza: Pesquisa.
Alunos envolvidos: Mestrado acadêmico: (4) Doutorado: (6) .
Integrantes: Gaiane Sabundjian - Integrante / Eduardo Lobo Lustosa Cabral - Integrante / Antonio Belchior Jr - Integrante / Marcelo da Silva Rocha - Coordenador / Ana Cecilia de Souza Lima - Integrante / Gherhardt Ribatski - Integrante / Adelk de Carvalho Prado - Integrante / Tufic Madi Filho - Integrante / Larissa Otubo - Integrante / nderson Antônio Ubices de Moraes - Integrante.Financiador(es): Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo - Auxílio financeiro.
2012 - 2015
Desenvolvimento Científico e Tecnológico na Área Nuclear para Implantação do PNB.
Descrição: META FÍSICA: 03 - CENIPENSTR ? Metodologia para caracterização de padrões de escoamento termo-hidráulicos utilizando-se técnicas de inteligência artificial, processamento e análise de imagens digitais e simulações do comportamento termo-hidráulico utilizando-se o código computacional RELAP5"..
Situação: Concluído; Natureza: Pesquisa.
Alunos envolvidos: Mestrado acadêmico: (2) Doutorado: (1) .
Integrantes: Gaiane Sabundjian - Integrante / Thadeu das Neves Conti - Integrante / Benedito Dias Baptista Filho - Integrante / Luiz Alberto Macedo - Integrante / Walmir Máximo Torres - Integrante / Roberto Navarro de Mesquita - Integrante / Carlos Aexandre de Jesus Miranda - Integrante / Dr. Miguel Mattar Neto - Coordenador.Financiador(es): Financiadora de Estudos e Projetos - Auxílio financeiro.
Número de produções C, T & A: 2


Projetos de desenvolvimento


2010 - Atual
Pesquisa e desenvolvimento em segurança e tecnologia de reatores
Descrição: Desenvolvimento de conjunto de metodologias e modelagens de fenômenos e materiais de reatores nucleares..
Situação: Em andamento; Natureza: Desenvolvimento.
2005 - 2007
Coordinated Research Project? (CRP) J7.20.05 da Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA),
Descrição: Evaluation of Uncertainties in Best Estimate Accident Analysis?, ao qual a cooperação técnica interna CNEN/IPEN/CDTN se engajou, através da proposta aprovada pela IAEA BRA 33764, em vigência a partir do segundo semestre de 2006, com o título ?Evaluation of Uncertainties in the Simulation of Accidents in Angra 2 Using RELPA5/MOD3.3 Code, Applying CIAU Italian Methodology?. Tais atividades visam à qualificação final da modelagem de Angra 2 com o RELAP5 para o cálculo de acidentes com perda de refrigerante primário por pequena, média e grande ruptura, bem como para o treinamento da utilização da ferramenta computacional CIAU, e seus procedimentos auxiliares, para a estimativa de incertezas de cálculos de acidentes postulados com o RELAP5, conforme estabelecido no acordo desta cooperação técnica..
Situação: Concluído; Natureza: Desenvolvimento.
Alunos envolvidos: Graduação: (0) / Especialização: (0) / Mestrado acadêmico: (0) / Mestrado profissional: (0) / Doutorado: (0) .
Integrantes: Gaiane Sabundjian - Integrante / Elcio Tadeu Palmieri - Integrante / Alzira Abrantes Madeira - Coordenador / Luiz Carlos Martins Pereira - Integrante / Nelbia da Silva Lapa - Integrante / Carlos Viceinte Goulart Azevedo - Integrante.Financiador(es): International Atomic Energy Agency - Cooperação.
Número de produções C, T & A: 1


Outros Projetos


2015 - 2018
RISKAUDIT, IRSN/GRS, International, OFFER-BR3.01/12-R1, ORGANISATION & METHODOLOGY, Project BR3.01/12, SUPPORT TO THE NUCLEAR SAFETY REGULATOR OF BRAZIL, Task 2.1 Co-operation with CNEN in Deterministic Safety Assessment Revision R1, April 2015
Descrição: Participação do Projeto junto com a comunidade europeia BR 3.01/12 ? TASK 2.1 - que envolve a aplicação do cálculo de incertezas na análise independente de um acidente básico de projeto, Large Break Loss of Coolant Accident (LBLOCA), na Usina Angra 2 utilizando o código RELAP5 (Best-Estimate). O objetivo deste trabalho é aplicar o cálculo de incertezas utilizando a metodologia SUSA (GRS) no cálculo de um acidente básico de projeto em Angra 2 (LBLOCA)..
Situação: Concluído; Natureza: Outra.
2014 - 2018
Support to the Nuclear Safety Regulator of Brazil - International, OFFER-BR3.01/12-R1, ORGANISATION & METHODOLOGY, Project BR3.01/12, SUPPORT TO THE NUCLEAR SAFETY REGULATOR OF BRAZIL
Descrição: Participação do Projeto junto com a comunidade europeia BR 3.01/12 ? TASK 5 - que envolve a Análise de Acidentes Severos na Usina Angra 2 utilizando o código MELCOR. O objetivo deste trabalho é a simulação de acidentes severos na usina nuclear Angra 2 utilizando o código MELCOR. Este trabalho faz parte do Pós-Doc do Dr. Seung Min Lee que será realizado no período de 01/08/2014 a 31/12/2016. Com cooperação internacional RISKAUDIT, IRSN/GRS.
Situação: Concluído; Natureza: Outra.


Áreas de atuação


1.
Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Nuclear / Subárea: Tecnologia dos Reatores/Especialidade: Segurança, Localização e Licenciamento de Reatores.
2.
Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Mecânica / Subárea: Fenômenos de Transporte/Especialidade: Transferência de Calor.
3.
Grande área: Outros / Área: Ciências Ambientais / Subárea: Ciências Ambientais.


Idiomas


Inglês
Compreende Razoavelmente, Fala Razoavelmente, Lê Bem, Escreve Razoavelmente.
Espanhol
Compreende Bem, Fala Razoavelmente, Lê Bem, Escreve Razoavelmente.


Produções



Produção bibliográfica
Artigos completos publicados em periódicos

1.
SABUNDJIAN, GAIANÊ2018SABUNDJIAN, GAIANÊ; CONTI, THADEU DAS NEVES ; CABRAL, EDUARDO LOBO LUSTOSA . Hierarchical Expansion Method in the Solution of the Navier-Stokes Equations for Incompressible Fluids in Laminar Two-Dimensional Flow. ENERGY AND POWER ENGINEERING, v. 10, p. 1-9, 2018.

2.
DE MESQUITA, ROBERTO N.2018DE MESQUITA, ROBERTO N. ; CASTRO, LEONARDO F. ; TORRES, WALMIR M. ; ROCHA, MARCELO DA S. ; UMBEHAUN, PEDRO E. ; ANDRADE, DELVONEI A. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; MASOTTI, PAULO H.F. . Classification of natural circulation two-phase flow image patterns based on self-organizing maps of full frame DCT coefficients. NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN, v. 335, p. 161-171, 2018.

3.
MUTARELLI, R. C.2018MUTARELLI, R. C. ; LIMA, A. C. S. ; SABUNDJIAN, GAIANE . COMPARATIVE STUDY OF METHODOLOGIES FOR MEASURING CORPORATE SOCIAL RESPONSIBILITY. INTERNATIONAL JOURNAL OF DEVELOPMENT RESEARCH, v. 08, p. 20894-20903, 2018.

4.
BARABAS, R. C.2018BARABAS, R. C. ; LIMA, A. C. S. ; SABUNDJIAN, G. . A NEUROSCIENCE-BASED METHODOLOGY TO IDENTIFY THE IMPLICIT ASSOCIATIONS OF BRAZILIAN SCIENCE TEACHERS TOWARDS NUCLEAR TECHNOLOGY. INTERNATIONAL JOURNAL OF DEVELOPMENT RESEARCH, v. 08, p. 20904-20909, 2018.

5.
D'AURIA, FRANCESCO2018D'AURIA, FRANCESCO ; BORGES, EDUARDO MADEIRA ; SABUNDJIAN, GAIANÊ ; PETRUZZI, ALESSANDRO . Uncertainty calculation in small break LOCA in the emergency core cooling system connected to the hot leg of Angra 2 nuclear power plant. INTERNATIONAL JOURNAL OF NUCLEAR ENERGY, SCIENCE AND TECHNOLOGY (PRINT), v. 12, p. 139-160, 2018.

6.
BORGES, E. M.2018BORGES, E. M. ; CONTI, T. N. ; SABUNDJIAN, GAIANE ; BRAZ FILHO, F. ; GUIMARAES, L. N. F. . Simulação de um SBLOCA em Angra 2 com o RELAP5. REVISTA CIÊNCIA, TECNOLOGIA & AMBIENTE (ONLINE), v. 07, p. 01-07, 2018.

7.
BARABAS, R. C.2018BARABAS, R. C. ; LIMA, A. C. S. ; SABUNDJIAN, G. . A PANORAMIC VIEW OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY EDUCATION WORLDWIDE. INTERNATIONAL JOURNAL OF DEVELOPMENT RESEARCH, v. 08, p. 23256-23259, 2018.

8.
SILVA, D. F.2018SILVA, D. F. ; LIMA, A. C. S. ; SABUNDJIAN, G. . CONTAINMENT PRESSURE ANALYSIS METHODOLOGY DURING A LBLOCA WITH COCOSYS CODE. INTERNATIONAL JOURNAL OF DEVELOPMENT RESEARCH, v. 08, p. 24166-24166, 2018.

9.
CONTI, T. N.2017CONTI, T. N. ; CABRAL, E. L. L. ; SABUNDJIAN, G. . Application of the Hierarchical Functions Expansion Method for the Solution of the Two Dimensional Navier-Stokes Equations for Compressible Fluids in High Velocity. Energy and Power Engineering, v. 09, p. 86-99, 2017.

10.
FILHO, FRANCISCO A. BRAZ2017FILHO, FRANCISCO A. BRAZ ; SABUNDJIAN, GAIANÊ ; RIBEIRO, GUILHERME B. ; CALDEIRA, ALEXANDRE D. . Assessment of RELAP5 matrix solvers for a two-phase natural circulation loop. Annals of Nuclear Energy, v. 105, p. 249-258, 2017.

11.
MADEIRA, ALZIRA A.2016MADEIRA, ALZIRA A. ; MENZEL, FRANCINE ; D'AURIA, FRANCESCO ; SABUNDJIAN, GAIANÊ . Proposal for systematic application of BEPU in the licensing process of nuclear power plants. INTERNATIONAL JOURNAL OF NUCLEAR ENERGY, SCIENCE AND TECHNOLOGY (PRINT), v. 10, p. 323, 2016.

12.
BORGES, EDUARDO MADEIRA2016BORGES, EDUARDO MADEIRA ; CONTI, THADEU NEVES ; SABUNDJIAN, GAIANÊ . Simulação do acidente de perda de refrigerante na linha do sistema de resfriamento de emergência do núcleo conectada à perna fria do circuito primário de ANGRA 2. REVISTA CIÊNCIA, TECNOLOGIA & AMBIENTE (ONLINE), v. 4, p. 45-55, 2016.

13.
Menzel, F.2013Menzel, F. ; SABUNDJIAN, G. . Análise de Risco Considerando Acidenes em Reatores Nucleares e Refinarias de Petróleo. REVISTA BRASILEIRA DE ENERGIA, v. 19, p. 143-153, 2013.

14.
SABUNDJIAN, G.;SABUNDJIAN, GAIANÊ;SABUNDJIAN, GAIANE2012SABUNDJIAN, G.; Angelo, Gabriel ; ANDRADE, D. A. ; ANGELO, E. ; TORRES, W. M. ; MACEDO, L. A. ; SILVA, A. F. . A numerical and three-dimensional analysis of steady state rectangular natural circulation loop. Nuclear Engineering and Design (Print), v. 244, p. 61-72, 2012.

15.
MACEDO, L. A.2012MACEDO, L. A. ; TORRES, W. M. ; SABUNDJIAN, G. ; ANDRADE, D. A. ; BELCHIOR JR, A. . Web-based post-processor for RELAP5: a development based on LabVIEW.. International Journal of Nuclear Energy, Science and Technology (Print), v. 7, p. 166-178, 2012.

16.
Mesquita, R. N.2012Mesquita, R. N. ; MASOTTI, P. H. F. ; LINARDI, R. M. P. ; ANDRADE, D. A. ; SABUNDJIAN, G. ; TORRES, W. M. ; MACEDO, L. A. . Classification of natural circulation two-phase flow patterns using fuzzy inference on image analysis. Nuclear Engineering and Design (Print), v. 250, p. 592-599, 2012.

17.
VANNI, Silvia Regina2012VANNI, Silvia Regina ; SABUNDJIAN, G. ; MARTINS, M. P. S. . The Awareness of the Functional and Near Population With the Relation to the Research Nuclear Reactor IEA-R1.. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 14, p. 62-67, 2012.

18.
MARTINS, M. P. S.2012MARTINS, M. P. S. ; ANDRADE, D. A. ; VANNI, Silvia Regina ; SABUNDJIAN, G. . Study of Stress in Nuclear Area Workers: Silent Enemy. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 14, p. 81-84, 2012.

19.
Menzel, F.2012Menzel, F. ; SABUNDJIAN, G. . Study of the Environmental Costs to Nuclear Power Plant Using the Program SIMPACTS.. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 3, p. 116-121, 2012.

20.
SABUNDJIAN, G.;SABUNDJIAN, GAIANÊ;SABUNDJIAN, GAIANE2011SABUNDJIAN, G.; ANDRADE, D. A. ; TORRES, W. M. ; MACEDO, L. A. ; CONTI, T. N. ; Mesquita, R. N. ; Angelo, Gabriel . Comparison Between Experimental Data and Numerical Modeling for the Natural Circulation Phenomenon. Journal of the Brazilian Society of Mechanical Sciences and Engineering (Impresso), v. 33, p. 227-232, 2011.

21.
CONTI, T. N.2011CONTI, T. N. ; SABUNDJIAN, G. ; TORRES, W. M. ; MACEDO, L. A. ; ANDRADE, D. A. ; Mesquita, R. N. . Study of the Natural Circulation Phenomenon for Nuclear Reactors. AIP Conference Proceedings, v. 1351, p. 391-396, 2011.

22.
VANNI, Silvia Regina2008VANNI, Silvia Regina ; SABUNDJIAN, G. . Economic Viability of Alternative Sources of Energy for a Typical Community of the Region North and Northeast of Brazil. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 10, p. 14-19, 2008.

23.
Hirata, D. M.2007Hirata, D. M. ; SABUNDJIAN, G. . Preliminary Study of Probabilistic Safety Assessment Level 1 for the IEA-R1 research Reactor of the IPEN/CNEN. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, v. 09, p. 92-96, 2007.

24.
ANDRADE, D. A.2002ANDRADE, D. A. ; SABUNDJIAN, G. . Simulação de um Acidente Postulado de Perda de Refrigerante Primário por Pequena Ruptura na Usina Angra 2 com o Código RELAP/MOD3.2.2G. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, São Paulo, v. 4, n.2, p. 258-264, 2002.

25.
SABUNDJIAN, G.;SABUNDJIAN, GAIANÊ;SABUNDJIAN, GAIANE2002SABUNDJIAN, G.; ANDRADE, D. A. . Simulação de um Acidente Postulado de Perda de Refigerante Primário por grande Ruptura na Usina Angra 2 om o código RELAP5/MOD3.2.2G.. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, São Paulo, v. 4, n.2, p. 258-264, 2002.

Trabalhos completos publicados em anais de congressos
1.
Menzel, F. ; SABUNDJIAN, GAIANÊ ; D'ÁURIA, Francesco . BEPU-FSAR: DISCUSSION OF V&V PRINCIPLES TO NON THERMAL-HYDRAULIC codes. In: ANS Best Estimate Plus Uncertainty International Conference (BEPU 2018), 2018, Lucca - Itália. ANS Best Estimate Plus Uncertainty International Conference (BEPU 2018), 2018. v. 1. p. 01-12.

2.
Menzel, F. ; D'ÁURIA, Francesco ; MADEIRA, A. A. ; SABUNDJIAN, G. . BEPU-FSAR: A new paradigm in Nuclear Reactor Safety. In: TopSafe 2017 Technical Programme Committee, 2017, Viena. TopSafe 2017 Technical Programme Committee, 2017. v. 01.

3.
Menzel, F. ; D'ÁURIA, Francesco ; SABUNDJIAN, G. . BEPU-FSAR: ESTABLISHING A BACKGROUND FOR EXTENSION OF NUCLEAR THERMAL HYDRAULIC PRINCIPLES TO NON THERMAL-HYDRAULIC CODES. In: International Nuclear Atlantic Conference 2017 - INAC 2017, 2017, Belo Horizonte - MG. International Nuclear Atlantic Conference 2017 - INAC 2017, 2017. v. 01. p. 01-10.

4.
BARABAS, R. C. ; SABUNDJIAN, G. . NEUROSCIENCE APPLIED TO NUCLEAR ENERGY TEACHING.. In: International Nuclear Atlantic Conference 2017 - INAC 2017, 2017, Belo Horizonte - MG. International Nuclear Atlantic Conference 2017 - INAC 2017, 2017. v. 01. p. 1-10.

5.
COELHO, T. S. ; DIZ, M. P. S. ; DIAS., B. T. M. ; FERNANDES, M. A. R. ; SABUNDJIAN, G. . STUDY ON FATAL AND NONFATAL CANCER CASES OCCURED IN DIFFERENT REGIONS OF SÃO PAULO CITY.. In: International Nuclear Atlantic Conference 2017 - INAC 2017, 2017, Belo Horizonte - MG. International Nuclear Atlantic Conference 2017 - INAC 2017, 2017. v. 01. p. 1-10.

6.
BORGES, E. M. ; SABUNDJIAN, G. . IDENTIFICATION OF FLOW REGIMES AND HEAT TRANSFER MODES IN ANGRA2 CORE DURING THE SIMULATION OF THE SMALL BREAK LOSS OF COOLANT ACCIDENT OF 250 cm2 IN THE COLD LEG OF PRIMARY LOOP USING RELAP5 CODE.. In: International Nuclear Atlantic Conference 2017 - INAC 2017, 2017, Belo Horizonte - MG. International Nuclear Atlantic Conference 2017 - INAC 2017, 2017. v. 01. p. 1-10.

7.
SILVA, D. F. ; LIMA, A. C. S. ; SABUNDJIAN, G. . CONTAINMENT PRESSURE ANALYSIS METHODOLOGY DURING A LBLOCA WITH ITERATION BETWEEN RELAP5 AND COCOSYS.. In: International Nuclear Atlantic Conference 2017 - INAC 2017, 2017, Belo Horizonte - MG. International Nuclear Atlantic Conference 2017 - INAC 2017, 2017. v. 01. p. 1-10.

8.
SILVESTRE, L. J. B. ; SABUNDJIAN, G. . DEVELOPMENT AND APPLICATION OF THE PCRELAP5 - Data Calculation Program for RELAP 5 Code.. In: International Nuclear Atlantic Conference 2017 - INAC 2017, 2017, Belo Horizonte - MG. International Nuclear Atlantic Conference 2017 - INAC 2017, 2017. v. 01. p. 1-10.

9.
LEE, S. M. ; SABUNDJIAN, G. . SIMULATION OF A SEVERE ACCIDENT AT A TYPICAL PWR DUE TO BREAK OF A HOT LEG ECCS LINE USING MELCOR CODE.. In: International Nuclear Atlantic Conference 2017 - INAC 2017, 2017, Belo Horizonte - MG. International Nuclear Atlantic Conference 2017 - INAC 2017, 2017. v. 01. p. 1-10.

10.
BARABAS, R. C. ; SABUNDJIAN, G. . The use of a neuroscience-based methodology to demystify and teach about the benefits of the nuclear field. In: Segundo Simposio Internacional sobre Educación, Capacitación, Extensión y Gestión del Conocimiento en Tecnologia Nuclear, 2017, Buenos Aires - Argentina. Segundo Simposio Internacional sobre Educación, Capacitación, Extensión y Gestión del Conocimiento en Tecnologia Nuclear, 2017. v. 01. p. 1-10.

11.
BRAZ FILHO, F. ; CALDEIRA, A. D. ; RIBEIRO, G. B. ; SABUNDJIAN, G. . Comparison between RELAP5 versions for a two-phase natural circulation analysis. In: International Nuclear Atlantic Conference 2017 - INAC 2017, 2017, Belo Horizonte - MG. International Nuclear Atlantic Conference 2017 - INAC 2017, 2017. v. 01.

12.
ESCANHOELA, C. M. F. ; SABUNDJIAN, G. ; LIMA, A. C. S. . Study of the economic viability of the innovative nuclear reactor SMART in Brazil. In: International Nuclear Atlantic Conference 2017 - INAC 2017, 2017, Belo Horizonte - MG. International Nuclear Atlantic Conference 2017 - INAC 2017, 2017. v. 01. p. 1-10.

13.
Menzel, F. ; D'ÁURIA, Francesco ; SABUNDJIAN, G. . BEPU-FSAR: ESTABLISHING A BACKGROUND FOR EXTENSION OF V&V PRINCIPLES TO NON THERMAL-HYDRAULIC CODES. In: 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17), 2017, Qujiang, China. 17th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-17), 2017. v. 01. p. 1-19.

14.
LAPA, N. S. ; WELLELE, O. ; MADEIRA, A. A. ; PEREIRA, L. C. M. ; LEE, S. M. ; SABUNDJIAN, G. ; STEINROTTER, T. . Simulation of a Station Black Out at the Angra 2 NPP with MELCOR code.. In: echnical Meeting on the Status and Evaluation of Severe Accident Simulation Codes for Water Cooled Reactors,, 2017, Viena/Austria. echnical Meeting on the Status and Evaluation of Severe Accident Simulation Codes for Water Cooled Reactors, 2017, 2017. v. 01. p. 01-10.

15.
LAPA, N. S. ; PEREIRA, L. C. M. ; MADEIRA, A. A. ; WELLELE, O. ; SABUNDJIAN, GAIANÊ ; LEE, S. M. ; STUK, I. A. ; STEINROTTER, T. ; VARELA, J. G. ; VALKONEN, J. ; PILJUGIN, E. ; FURIERI, E. ; RODRIGUEZ, J. . Support to the Nuclear Safety Regulator of Brazil (CNEN) through an INSC Project. In: EUROSAFE 2017, 2017, Paris/França. EUROSAFE 2017, 2017. v. 01. p. 01-17.

16.
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SABUNDJIAN, G.; ANDRADE, D. A. . Simulação de um Acidente Postulado de Perda de Refrigerante Primário por Pequena Ruptura na Usina Angra 2 com o Código RELAP5/MOD3.2.2G. SIMULAÇÃO DE UMACIDENTE POSTULADO DE PERDA DE REFRIGERANTE PRIMÁRIO POR PEQUENA RUPTURA NA USINA ANGRA 2 COM O CÓDIGO RELAP5/MOD3.2.2G.. In: INAC 2002, 2002, Rio de Janeiro, 2002.

77.
SABUNDJIAN, G.; ANDRADE, D. A. ; BAPTISTA FILHO, B. D. ; BARROSO, A. C. O. ; PALMIERI, E. T. ; MACEDO, L. A. . CNEN in the IRIS project.. In: LAS-ANS Symposium 2002 - Power Supply and its Challenges: The Nuclear Proposal, 2002, Rio de Janeiro, 2002.

78.
SABUNDJIAN, G.; ANDRADE, D. A. ; BORGES, R. C. ; MADEIRA, A. A. ; PEREIRA, L. C. M. ; LAPA, N. S. ; PALMIERI, E. T. ; AZEVEDO, C. V. G. . Tema Especial - Simulação de Angra 2 com o código RELAP5/MOD3.2.2GAMMA.. In: XIII ECONTRO NACIONAL DE FÍSICA DE REATORES E TERMO-HIDRÁULICA - XIII ENFIR, DENTRO DO INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE - INAC 2002, 2002, Rio de Janeiro, 2002.

79.
SABUNDJIAN, G.; ANDRADE, D. A. ; PEREIRA, L. C. ; BORGES, R. C. ; PALMIERI, E. T. ; AZEVEDO, C. V. G. ; LAPA, N. S. . Simulação do Acidente Postulado de Parada das Bombas do Circuito Primário de Angra 2 com o Código RELAO5/MOD3.2.. In: V Regional Congress on Radiation Protection and Safety, 2001, Recife, 2001.

80.
SABUNDJIAN, G.; ANDRADE, D. A. . Modelagem do Circuito Primário de Angra 2 com o Código RELA5/MOD3.2.. In: V Regional Congress on Radiation Protection and Safety, 2001, Recife, 2001.

81.
SABUNDJIAN, G.; CABRAL, E. L. L. . Hierarchical Expansion Method in the Solution of the Navier-Stokes Equations for Incompressible Fluids in Laminar Two-Dimensional Flow.. In: First MIT Conference on Computational Fluid and Solid Mechanics, 2001, Boston.

82.
SABUNDJIAN, G.; ANDRADE, D. A. ; BASTOS, J. L. . Two-Phase Instabilities in a Natural Circulation Rectangular Loop.. In: 8th International Conference on Nuclear Engineering, 2000, Baltimore. 8th International Conference on Nuclear Engineering, 2000.

83.
SABUNDJIAN, G.; CONTI, T. N. ; MORANDINI, C. . Avaliação do Desempenho do Combustível durante um APRPGR na Usina Nuclear de Angra 1.. In: XI Encontro Nacional de Física e Termo-Hidráulica de Reatores, 1997, Poços de Caldas, 1997.

84.
SABUNDJIAN, G.; CONTI, T. N. ; BELCHIOR JR, A. ; MARAGNI, M. ; PESSANHA, J. A. O. . 4o Tema Especial em Termo-Hidráulica - TE/TH-4: Seção de Circulação Natural. In: 4o Tema Especial em Termo-Hidráulica - TE/TH-4 - X Encontro Nacional de Física e Termo-Hidráulica de Reatores, 1995, Águas de Lindoia. X Encontro Nacional de Física e Termo-Hidráulica de Reatores. Rio de Janeiro: CNEN, 1995. v. Vol. 1. p. 162-162.

85.
SABUNDJIAN, G.; CONTI, T. N. ; CABRAL, E. L. L. . 3o Tema Especial em Termo-Hidráulica - TE/TH-3: Remolhamento de uma Seção de Testes com Injeção da Base da Seção.. In: 3o Tema Especial em Termo-Hidráulica - TE/TH-3 - IX Encontro Nacional de Física e Termo-Hidráulica de Reatores, 1993, Caxambu. 3o Tema Especial em Termo-Hidráulica - TE/TH-3 - IX Encontro Nacional de Física e Termo-Hidráulica. Rio de Janeiro: CNEN, 1993.

86.
SABUNDJIAN, G.; CONTI, T. N. . Estudo do Comportamento do Pressurizador do Código RELAP4.. In: IX Encontro Nacional de Física e Termo-Hidráulica de Reatores, 1993, Caxambu. IX Encontro Nacional de Física e Termo-Hidráulica de Reatores. Minas Gerais: CNEN, 1993. v. Vol. 1. p. 367-370.

87.
SABUNDJIAN, G.; CONTI, T. N. . 2o Tema Especial em Termo-Hidráulica - TE/TH-2: Transiente de Parada de Bomba no Circuito Experimental CTE-150. In: 2o Tema Especial em Termo-Hidráulica - TE/TH-2 - VIII Encontro Nacional de Física e Térmo-Hidráulica de Reatores, 1991, Atibaia. 2o Tema Especial em Termo-Hidráulica - TE/TH-2 - VIII Encontro Nacional de Física e Térmo-Hidráulica de Reatores. Atibaia: CNEN, 1991.

88.
SABUNDJIAN, G.; CONTI, T. N. ; FREITAS, R. L. ; MARCELINO, S. ; NORONHA, R. F. . Resposta Dinâmica do Vaso de Pressão de Angra 1 Sujeito a um Acidente de Perda de Refrigerante Primário por Grande Ruptura.. In: VIII Encontro Nacional de Física e Termo-Hidráulica de Reatores, 1991, Atibaia. VIII Encontro Nacional de Física e Termo-Hidráulica de Reatores. Rio de Janeiro: CNEN, 1991. v. Vol. 1. p. 75-78.

89.
SABUNDJIAN, G.; MAPRELIAN, E. ; CONTI, T. N. ; MOREIRA, J. M. L. . Avaliação dos Códigos da Linha RELAP para Estimativa do Fluxo Crítico de Calor.. In: VIII Encontro Nacional de Física e Térmo-Hidráulica de Reatores, 1991, Atibaia. VIII Encontro Nacional de Física e Térmo-Hidráulica de Reatores. Rio de Janeiro: CNEN, 1991. v. Vol. 1. p. 311-314.

90.
SABUNDJIAN, G.. Pre and Pos-Test Calculations for the Third IAEA-PMK-NVH Standard Problem Exercise Using the Computer Code RELAP4/MOD5.. In: Third Exercise IAEA-PMK-NVH Standard Problem Exercise, 1990, Viena. Third Exercise IAEA-PMK-NVH Standard Problem Exercise. Viena: IAEA, 1990. v. Vol. 1.

91.
SABUNDJIAN, G.; CONTI, T. N. ; SILVA, A. T. E. ; MARRA NETO, A. . Interligação do Código FRAP-T, FRAPCON e RELAP4 para Análise de Transientes e Acidentes de Varetas Combustíveis em Reatores de Água Leve.. In: 3o Encontro Geral de Energia Nuclear, 1990, Rio de Janeiro. 3o Encontro Geral de Energia Nuclear. Rio de Janeiro: CNEN, 1990.

92.
SABUNDJIAN, G.; CONTI, T. N. . Comparação dos Resultados obtidos com os Códigos RELAP4/MOD3 e RELAP4/MOD5 na Simulação da Fase de DespressurizaçãoAcidente de Perda de Refrigerante Primário na Usina Nuclear de Angra 1.. In: VII Encontro Nacional de Física e Termo-Hidráulica de Reatores, 1989, Recife. VII Encontro Nacional de Física e Termo-Hidráulica de Reatores. Recife: Universidade Federal de Pernambuco, 1989. v. Vol. 2. p. 177-188.

93.
SABUNDJIAN, G.; CONTI, T. N. . 1o Tema Especial em Termo-Hidráulica - TE/TH-1: Avaliação da Despressurização na Experiência CANON, VII Encontro Nacional de Física e Termo-Hidráulica de Reatores.. In: 1o Tema Especial - VII Encontro Nacional de Física e Termo-Hidráulica de Reatores, 1989, Recife. 1o Tema Especial - VII Encontro Nacional de Física e Termo-Hidráulica de Reatores. Recife: Unifersidade Federal de Pernambuco, 1989.

94.
SABUNDJIAN, G.; SANTOS, G. A. . Consequências da Operação das Bombas de Refrigeração durante um Acidente de Perda de Refrigerante Primário por Grande Ruptura.. In: 2o Congresso Geral de Energia Nuclear, 1988, Rio de Janeiro. 2o Congresso Geral de Energia Nuclear. Rio de Janeiro: CNEN, 1988.

95.
SABUNDJIAN, G.; CONTI, T. N. ; SOUZA, A. L. . Metodologia Simplificada para Análise de Contenção de Angra 1.. In: 2o Congresso Geral de Energia Nuclear, 1988, Rio de Janeiro. 2o Congresso Geral de Energia Nuclear. Rio de Janeiro: CNEN, 1988.

96.
SABUNDJIAN, G.; FREITAS, R. L. . Utilização da Versão RELAP4/MOD5/SAS num Acidente de Perda de Refrigerante Primário na Usina Nuclear Angra 1.. In: 1o Congresso Geral de Energia Nuclear, 1986, Rio de Janeiro. 1o Congresso Geral de Energia Nuclear. Rio de Janeiro: CNEN, 1986. v. Vol. 2. p. 351-354.

97.
SABUNDJIAN, G.; CONTI, T. N. ; FREITAS, R. L. . Comparação entre os Códigos RELAP5/MOD1 e TRAC-PD2 na Simulação da Experiência CANON.. In: VI Encontro Nacional de Física de Reatores, 1986, São José dos Campos. VI Encontro Nacional de Física de Reatores. São José dos Campos: CTA, 1986.

98.
SABUNDJIAN, G.. Utilização do Programa RELAP4 no Circuito Experimental de Água do IPEN.. In: IV Encontro Nacional de Física de Reatores, 1983, Itaipava. IV Encontro Nacional de Física de Reatores. Rio de Janeiro: CNEN, 1983. v. Vol. 2.

Resumos publicados em anais de congressos
1.
BORGES, E. M. ; SABUNDJIAN, G. ; LIMA, A. C. S. ; CONTI, T. N. . The Analysis of ANGRA 2 Nuclear Power Plant Core during the for Small Break LOCAs in the top of the Vessel, using RELAP5 Code. In: 37 Reunião de Trabalho sobre Física Nuclear no Brasil, 2014, Maresias. Caderno do 37 Reunião de Trabalho sobre Física Nuclear no Brasil, 2014. p. 1-1.

2.
Menzel, F. ; SABUNDJIAN, G. ; STECHER, L. C. ; COELHO, T. S. ; CASTRO, V. A. ; GOMES, T. B. ; CAVALIERI, T. A. ; GIAROLA, R. S. ; CUNHA, K. P. ; LIMA, A. C. S. . Análise de risco considerando acidentes em reatores nucleares e refinarias de petróleo.. In: VIII Congresso Internacional da Sociedade Brasileira de Biociências Nucleares, 2012, Recife. VIII Congresso Internacional da Sociedade Brasileira de Biociências Nucleares (SBBN), 2012. v. 1. p. 1-1.

3.
Menzel, F. ; SABUNDJIAN, G. ; STECHER, L. C. ; COELHO, T. S. ; CASTRO, V. A. ; GOMES, T. B. ; CAVALIERI, T. A. ; GIAROLA, R. S. ; CUNHA, K. P. ; LIMA, A. C. S. . Análise do ciclo de vida da energia nuclear: custos externos e comparação com outras fontes de energia. In: VIII Congresso Internacional da Sociedade Brasileira de Biociências Nucleares, 2012, Recife. VIII Congresso Internacional da Sociedade Brasileira de Biociências Nucleares (SBBN), 2012. v. 1. p. 1-1.

4.
Menzel, F. ; SABUNDJIAN, G. ; STECHER, L. C. ; COELHO, T. S. ; CASTRO, V. A. ; GOMES, T. B. ; CAVALIERI, T. A. ; GIAROLA, R. S. ; CUNHA, K. P. ; LIMA, A. C. S. . Cálculo do custo ambiental do reator de pesquisa IEA-R1 utilizando o programa SIMPACTS.. In: VIII Congresso Internacional da Sociedade Brasileira de Biociências Nucleares, 2012, Recife. VIII Congresso Internacional da Sociedade Brasileira de Biociências Nucleares (SBBN), 2012. v. 1. p. 1-1.

5.
STECHER, L. C. ; Menzel, F. ; SABUNDJIAN, G. ; COELHO, T. S. ; GIAROLA, R. S. ; CAVALIERI, T. A. ; YORIYAZ, H. ; CASTRO, V. A. . O potencial da energia nuclear para a geração de energia elétrica limpa no Brasil.. In: VIII Congresso Internacional da Sociedade Brasileira de Biociências Nucleares, 2012, Recife. VIII Congresso Internacional da Sociedade Brasileira de Biociências Nucleares (SBBN), 2012. v. 1. p. 1-1.

6.
STECHER, L. C. ; COELHO, T. S. ; Menzel, F. ; CASTRO, V. A. ; CAVALIERI, T. A. ; GIAROLA, R. S. ; SABUNDJIAN, G. ; LIMA, A. C. S. ; YORIYAZ, H. ; FERNANDES, M. A. R. . Difusão de Educação sobre Tecnologia Nuclear. In: VIII Congresso Internacional da Sociedade Brasileira de Biociências Nucleares, 2012, Recife. VIII Congresso Internacional da Sociedade Brasileira de Biociências Nucleares (SBBN), 2012. v. 1. p. 1-1.

7.
SABUNDJIAN, G.; CABRAL, E. L. L. . Aplicação do Método da Expansão em Funções Hierárquicos na Solução das Equações de Navier-Stokes para Fluidos Incompressíveis.. In: XII Encontro Nacional de Física e Termo-Hidráulica de Reatores, 2000, Rio de Janeiro, 2000.

8.
SABUNDJIAN, G.; ISHIGURO, Y. . Análise Básica e Comparação das Características do GCFR e LMFBR no Ciclo do Tório pela Teoria de Difusão em um Grupo de Energia.. In: III Encontro Nacional de Física de Reatores, 1982, Itaipava. III Encontro Nacional de Física de Reatores. Rio de Janeiro: CNEN, 1982. v. Vol 1. p. 264-269.

Artigos aceitos para publicação
1.
BORGES, E. M. ; SABUNDJIAN, GAIANÊ . Simulação de um SBLOCA em Angra 2 com o RELAP5. REVISTA CIÊNCIA, TECNOLOGIA & AMBIENTE (ONLINE), 2018.

2.
LEE, S. M. ; SABUNDJIAN, GAIANÊ . Simulation of a severe accident at a typical PWR due to break of a hot leg ECCS injection line using MELCOR code. BRAZILIAN JOURNAL OF RADIATION SCIENCES, 2018.


Demais tipos de produção técnica
1.
SABUNDJIAN, G.. ENGENHARIA DE PLANTAS PWR. 2007. (Curso de curta duração ministrado/Outra).

2.
SABUNDJIAN, G.; ANDRADE, D. A. . ENGENHARIA DE PLANTAS PWR. 2006. (Curso de curta duração ministrado/Outra).

3.
SABUNDJIAN, G.. Implantação do RELAP5 no IEAv e Familiarização do Código Através da Simulação e Análise do Fenômeno de Circulação Natural Monofásico e Bifásico no Circuito Experimental Instalado na Engenharia Química/ POLI ? USP. 2006. (Curso de curta duração ministrado/Outra).



Bancas



Participação em bancas de trabalhos de conclusão
Mestrado
1.
SABUNDJIAN, GAIANE; SILVA, A. T. E.; KURAMOTO, R.. Participação em banca de Dayane Faria Silva. Análise do Comportamento da Contenção do Reator Angra 2 durante um acidente de base de porjeto. 2017. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

2.
SABUNDJIAN, GAIANE; PALADINO, Patricia; ANDRADE, D. A.. Participação em banca de Larissa Jácome Barros Silvestre. PCRELAP5 ? PROGRAMA DE CÁLCULO PARA OS DADOS DE ENTRADA DO CÓDIGO RELAP5. 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

3.
SABUNDJIAN, G.; LIMA, A. C. S.; BARBOSA, P. R.. Participação em banca de Luiza Chourkalo Stecher. Cálculo de viabilidade econômica de fontes alternativas de energia considerando seus custos ambientais para pequenas comunidades da região nordeste brasileira.. 2014. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

4.
SABUNDJIAN, G.; LIMA, A. C. S.; DOMINGOS, M.. Participação em banca de Francine Menzel. Cálculo do custo ambiental das usinas nucleares de Angra 1, 2 e 3, utilizando o programa SIMPACTS.. 2014. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

5.
SABUNDJIAN, G.; LIMA, A. C. S.; MAZZON, J. A.. Participação em banca de Rita de Cássia Mutarelli. Estudo da Responsabilidade Social do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares de São Paulo (IPEN/CNEN-SP). 2014. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

6.
SABUNDJIAN, G.; Mai, L.M.; ORTEGA, H.. Participação em banca de Aretha Sanches. Atividades Humanas e Mudanças Climático-Ambientais: Um Relação Inevitável. 2009. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

7.
SILVA, A. T. E.; SABUNDJIAN, G.; SOUZA, G. F. M.. Participação em banca de Osmar Conceição Jr.. Aplicação da técnica de análise de modos de falha e efeitos ao sistema de resfriamento de emergência de uma instalação nuclear experimental. 2009. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

8.
ANDRADE, D. A.; SABUNDJIAN, G.; PEREIRA, L. C.. Participação em banca de José Gomes Neto. Modelo híbrido de banco de dados relcional, de alto desempenho e capacidade de armazenamento, para aplicações voltadas a engenharia nuclear. 2008. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

9.
SABUNDJIAN, G.; ANDRADE, D. A.; MASSI, M. L. G.. Participação em banca de Maria da Penha Sanches Martins. Estudo de fatores humanos, e observação dos seus aspectos básicos, focados em operadores do reator de pesquisa IEA-R1, objetivandoa prevenção de acidentes ocasionados por falhas humanas. 2008. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

10.
ANDRADE, D. A.; SABUNDJIAN, G.; MARAGNI, M.. Participação em banca de João da Silva. Modelagem do desempenho Separativo de Ultracentrífugas por Regressão Multivariada com Matriz de Covariância.. 2004. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

Teses de doutorado
1.
MAPRELIAN, E.; SABUNDJIAN, GAIANÊ. Participação em banca de Eduardo Maprelian. Experimentos de Perda de Refrigerante Total e Parcial no Reator IEA-R1.. 2018. Tese (Doutorado em Tecnologia de Reatores) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

2.
SABUNDJIAN, GAIANE; MADEIRA, A. A.; SILVA, A. T. E.; BALINO, J. L.; PEREIRA, L. C. M.. Participação em banca de Francine Menzel. Método para Aplicação da Metodologia Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) em um Relatório Final de Análise de Segurança (RFAS) de uma planta genérica. 2018. Tese (Doutorado em Tecnologia de Reatores) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

3.
SABUNDJIAN, G.; AQUINO, A. R.; VIEIRA, M. M. F.; PALETA, F. C.; MATTIOLO, S. R.. Participação em banca de Veruska Chemet Dutra. Monitoramento de indicares-chave do turismo sustentável em unidades de conservação: um estudo de caso no Parque Estadual do Jalapão - Tocantins.. 2016. Tese (Doutorado em Tecnologia de Materiais) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

4.
SABUNDJIAN, G.; VIEIRA, M. M. F.; MATTIOLO, S. R.; AQUINO, A. R.; BERTOLIN, A. O.. Participação em banca de mary Lúcia Gomes Silveira de Senna. A aplicabilidade do índice de vida, da pegada exológica do turismo e dos indicadores de sustentabilidade da Organização das Nações Unidas para destinos turísticos de pequeno porte: um estudo de caso no Jalapão/TO.. 2016. Tese (Doutorado em Tecnologia de Materiais) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

5.
Andrade, D.A.; SABUNDJIAN, G.; OLIVEIRA, P. S. P.; CODA, R.; SENE, F. F.. Participação em banca de Claudio Souza do Nascimento. Modelo com qualidade psicométricas para avaliação da cultura de segurança em instalações nucleares.. 2015. Tese (Doutorado em Tecnologia de Reatores) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

6.
BAPTISTA FILHO, B. D.; SABUNDJIAN, G.; BARROSO, A. C. O.; MOREIRA, J. R. S.; BALINO, J. L.. Participação em banca de Luiz Alberto Macedo. Atuação de um sistema passivo de remoçã de calor de emergência de reatores avançados em escoamento bifásico e com alta concentração de não-condensáveis. 2008. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

7.
CABRAL, E. L. L.; SABUNDJIAN, G.; MOREIRA, J. R. S.; SILVA, A. T. E.; VOLPI, E.. Participação em banca de Thadeu das Neves Conti. Aplicação do método da expansão em funções hierárquicas na solução da equações de Navier-Stokes em duas dimensões para fluidos compressíveis em alta velocidade. 2006. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

8.
ALVIN, Antonio Carlos Marques; MELO, Paulo Fernando Ferrira Frutuoso de; SABUNDJIAN, G.; ALVARENGA, Marco Antonio Bayout; CARMO, Eduardo Gomes Dutra Do. Participação em banca de Alzira Abrantes Madeira. Gerenciamento de Acidentes além da base de projeto relacionados à Usina de Potência Nuclear Angra 2. 2002. Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro.

9.
CASTRO, A. J. A.; SABUNDJIAN, G.; SAMPAIO, Paulo Augusto Berquó de; ALVARENGA, Marco Antonio Bayout. Participação em banca de Ronaldo Célem Borges. Qualificação e Aplicação de um Código de Análise de Acidentes de Reatores Nucleares com a Capacidade Interna de Avaliação de Incertezas. 2001. Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro.

Qualificações de Doutorado
1.
SILVESTRE, L. J. B.; SABUNDJIAN, GAIANÊ. Participação em banca de Larissa Jácome Barros Silvestre. Neurociência aplicada ao sistema de apoio no diagnóstico médico. 2017. Exame de qualificação (Doutorando em Tecnologia de Reatores) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

2.
SABUNDJIAN, GAIANE; MOREIRA, J. R. S.; TORRES, W. M.; ANDRADE, D. A.. Participação em banca de Eduardo Maprelian. Experimentos de Perda de Refrigerante Total e Parcial no Reator IEA-R1.. 2017. Exame de qualificação (Doutorando em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

3.
SABUNDJIAN, G.; AQUINO, A. R.; VIEIRA, M. M. F.; SIMOES, M.. Participação em banca de Veruska Chemet Dutra. Monitoramento de indicares-chave do turismo sustentável em unidades de conservação: um estudo de caso no Parque Estadual do Jalapão - Tocantins.. 2016. Exame de qualificação (Doutorando em Tecnologia de Materiais) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

4.
SABUNDJIAN, G.; AQUINO, A. R.; VIEIRA, M. M. F.; SIMOES, M.. Participação em banca de Mery Lúcia Silveira Senna. A aplicabilidade do índice de vida, da pegada exológica do turismo e dos indicadores de sustentabilidade da Organização das Nações Unidas para destinos turísticos de pequeno porte: um estudo de caso no Jalapão/TO.. 2016. Exame de qualificação (Doutorando em Tecnologia de Materiais) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

5.
SABUNDJIAN, G.; CABRAL, E. L. L.; PALADINO, Patricia. Participação em banca de margarida Szurkalo. Desenvolvimento de um modelo teórico para produção de hidrogênio a partir da água e energia solar por processo termoquimico.. 2015. Exame de qualificação (Doutorando em Tecnologia de Reatores) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

6.
SABUNDJIAN, GAIANE; SILVA, A. T. E.; MADEIRA, A. A.; D'ÁURIA, Francesco. Participação em banca de Francine Menzel. Método para Aplicação da Metodologia Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) em um Relatório Final de Análise de Segurança (RFAS) de uma planta genérica. 2015. Exame de qualificação (Doutorando em Tecnologia de Reatores) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

7.
Andrade, D.A.; SABUNDJIAN, G.; SILVA, A. T. E.. Participação em banca de Claudio Souza do Nascimento. Modelo com qualidade psicométricas para avaliação da cultura de segurança em instalações nucleares. 2014. Exame de qualificação (Doutorando em Tecnologia de Reatores) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

8.
CABRAL, E. L. L.; SABUNDJIAN, G.; BARONE, A. C. C.. Participação em banca de Patrícia Andrea Paladino. ESTUDO DA VIABILIDADE DA PRODUÇÃO DE HIDROGÊNIO UTILIZANDO CALOR GERADO POR ENERGIA NUCLEAR.. 2011. Exame de qualificação (Doutorando em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

9.
SILVA, A. A.; SILVA, A. T. E.; SABUNDJIAN, G.; TING, D.. Participação em banca de Álvaro Luiz M. Carneiro. DESENVOLVIMENTO DE SISTEMA DE MONITORAÇÃO E DIAGNÓSTICO APLICADO A VÁLVULAS MOTO-OPERADAS UTILIZADAS EM CENTRAIS NUCLEARES. 2002. Exame de qualificação (Doutorando em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

10.
CASTRO, A. J. A.; SABUNDJIAN, G.; D'ÁURIA, Francesco. Participação em banca de Ronaldo Célem Borges. Qualificação e Aplicação de um Código de Análise de Acidentes de Reatores Nucleares com a Capacidade Interna de Avaliação de Incertezas. 2000. Exame de qualificação (Doutorando em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro.

Qualificações de Mestrado
1.
SABUNDJIAN, GAIANE; LIMA, A. C. S.; SILVA, A. T. E.. Participação em banca de Dayane Faria Silva. Análise do Comportamento da Contenção do Reator Angra 2 durante um acidente de base de porjeto. 2015. Exame de qualificação (Mestrando em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.

2.
SABUNDJIAN, GAIANE; SILVA, A. T. E.; LIMA, A. C. S.. Participação em banca de Francine Menzel. PCRELAP5 ? PROGRAMA DE CÁLCULO PARA OS DADOS DE ENTRADA DO CÓDIGO RELAP5. 2015. Exame de qualificação (Mestrando em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares.



Participação em bancas de comissões julgadoras
Professor titular
1.
BERGAMASCHI, M. P.; AGUIAR, P. R.; FIGUEIREDO, P. J. M.; SABUNDJIAN, G.. A Reunião da Comissão Especial de Avaliação a Professor Titular. 2014. Instituto Federal de São Paulo.



Eventos



Participação em eventos, congressos, exposições e feiras
1.
Energy (IYCE), 2015 5th International Youth Conference. Calculating the environmental cost of the nuclear power plants Angra 1, 2 and 3 using the program SIMPACTS. 2015. (Congresso).

2.
International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2015. Pôsteres dos alunos. 2015. (Congresso).

3.
37 Reunião de Trabalho sobre Física Nuclear no Brasil. The Analysis of Angra 2 Nuclear Power Plant Core during the Small Break Locas in the top of the vessel using RELAP5 code. 2014. (Congresso).

4.
Congresso Nacional de Engenharia Mecânica - CONEN 2014. Simulação do Acidente de Perda de Refrigerante na linha do sistema de resfriamento de emergência, conectada a perna fria do circuito primário de Angra 2. 2014. (Congresso).

5.
International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2013. Pôsters dos alunos. 2013. (Congresso).

6.
2EBEM.2 Escola Brasileira de Escoamento Multifásico. 2012. (Outra).

7.
3rd Brazilian Conference on Boiling, Condensation and Multiphase flow. Brazilian Conference on Boiling, Condensation and Multiphase flow 2012. 2012. (Congresso).

8.
INAC 2011. International Nuclear Atlantic Conference. 2011. (Congresso).

9.
1 EBEM.1 Escola Brasileira de Escoamento Multifásico. 2010. (Outra).

10.
2rd Brazilian Conference on Boiling, Condensation and Multiphase flow. Brazilian Conference on Boiling, Condensation and Multiphase flow 2010. 2010. (Congresso).

11.
INAC2009. International Nuclear Atlantic Conference 2009. 2009. (Congresso).

12.
INAC2007. RELAP5 SIMULATION FOR ONE AND TWO-PHASE NATURAL CIRCULATION PHENOMENON. 2007. (Congresso).

13.
11th Brazilian Congress of Thermal Engineerint and Sciences. ANÁLISE EXPERIMENTAL DO FENÔMENO DE CIRCULAÇÃO NATURAL. 2006. (Congresso).

14.
ENCIT2006. Encontro Nacional de Ciências Térmicas 2006. 2006. (Congresso).

15.
International Nuclear Atlantic Conference. Simulação de Acidente tipo LOCA em Angra 2 com o código RELAP5/Mod3.2. 2005. (Congresso).

16.
International Nuclear Atlantic Conference. Simulação e Análise do Fenômeno de Circulação Natural Monofásica e Bifásica no Circuito Experimental. 2005. (Congresso).

17.
International Nuclear Atlantic Conference. Modelagem do Núcleo do Reator IEA-R1 com o código RELAP5. 2005. (Congresso).

18.
Internationa Nuclear Atlantic Conference. Pré-processador para o Código RELAP5, Programa de Análise de Acidentes Termo-Hidráulicos de Reatores. 2005. (Congresso).

19.
Encontro Nacional de Ciências Térmicas- ENCIT2004.SIMULAÇÃO DE UM ACIDENTE DE PERDA DE REFRIGERANTE PRIMÁRIO POR GRANDE RUPTURA NA PERNA QUENTE DA USINA ANGRA-2 COM O CÓDIGO RELAP5/MOD3.2.2G. 2004. (Encontro).

20.
TECHNICAL MEETING PROGRESS IN DEVELOPMENT AND USE OF COUPLED CODES FOR ACCIDENT ANALYSIS.TECHNICAL MEETING PROGRESS IN DEVELOPMENT AND USE OF COUPLED CODES FOR ACCIDENT ANALYSIS TECHNICAL MEETING PROGRESS IN DEVELOPMENT AND USE OF COUPLED CODES FOR ACCIDENT ANALYSIS. 2004. (Encontro).

21.
International Meeeting on IRIS Reactor.International Meeeting on IRIS Reactor. 2002. (Encontro).

22.
International Nuclear Atlantica Conference.Encontro Nacional de Física de Reatores (ENFIR) - INAC 2002. 2002. (Encontro).

23.
Encontro Nacional de Física de Reatores (XII ENFIR). APLICAÇÃO DO MÉTODO DA EXPANSÃO EM FUNÇÕES HIERÁRQUICAS NA SOLUÇÃO DAS EQUAÇÕES DE NAVIER-STOKES PARA FLUIDOS INCOMPRESSÍVEIS. 2000. (Congresso).

24.
Encontro Nacional de Física de Reatores (XII ENFIR). Encontro Nacional de Física de Reatores (XI ENFIR). 1997. (Congresso).



Orientações



Orientações e supervisões em andamento
Dissertação de mestrado
1.
Leandro Gusmão de Mello e Silva. Visita virtual ao reator nuclear de pesquisa IEA-R1. Início: 2018. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares. (Orientador).

2.
Bruna Trevenzoli Moura Dias. METODOLOGIA PARA ELABORAÇÃO DE UM BANCO DE DADOS BASEADO NOS NÚMEROS DE CASOS DE CÂNCER FATAL E NÃO FATAL DA POPULAÇÃO IOE E DA CIRCUNVIZINHANÇA DE INSTALAÇÕES RADIOATIVAS. Início: 2017. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares. (Orientador).

3.
Daniel Fernando Monaco. Desenvolvimento de um pré-processador gráfico visual para RELAP5.. Início: 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares. (Orientador).

Tese de doutorado
1.
Larissa Jácome Barro Silvestre. Neurociência aplicada ao sistema de apoio no diagnóstico médico. Início: 2017. Tese (Doutorado em Tecnologia de Reatores) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares. (Orientador).

2.
Rita de Cássia Mutarelli. Desenvolvimento de um modelo de mensuração e prospecção de mercado na utilização de radiofármacos produzidos no Brasil.. Início: 2015. Tese (Doutorado em Tecnologia de Reatores) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares. (Orientador).

Supervisão de pós-doutorado
1.
Talita Salles Coelho. Início: 2016. Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior.

2.
Andrea Sanchez Del Pozzo. ANÁLISE DO ACIDENTE DE EJEÇÃO DE ELEMENTO DE CONTROLE DE UM REATOR PWR ATRAVÉS DO ACOPLAMENTO DOS CÓDIGOS PARCS/RELAP/FRAPTRAN. Início: 2013. Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior.

Iniciação científica
1.
Lucas Shimada Frenzel. Montagem do Experimento de Circulação Natural do CEN e a Simulação dos Fenômenos Monofásico e Bifásico. Início: 2017. Iniciação científica (Graduando em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares. (Orientador).


Orientações e supervisões concluídas
Dissertação de mestrado
1.
DAYANE FARIA SILVA. ANÁLISE DO COMPORTAMENTO DA CONTENÇÃO DO REATOR ANGRA 2 DURANTE UM ACIDENTE DE BASE DE PROJETO. 2017. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior. Orientador: Gaiane Sabundjian.

2.
Larissa Jácome Barros Silvestre. PCRELAP5 - Programa de Cálculo para os dados de entrada do código RELAP5. 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico. Orientador: Gaiane Sabundjian.

3.
Francine Menzel. Cálculo de Custo Ambiental das Usinas Nucleares de ANGRA 1, 2 e 3, Utilizando o Programa SIMPACTS. 2014. Dissertação (Mestrado em Tecnologia de Reatores) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico. Orientador: Gaiane Sabundjian.

4.
LUIZA CHOURKALO STECHER. CÁLCULO DE VIABILIDADE ECONÔMICA DE FONTES ALTERNATIVAS DE ENERGIA CONSIDERANDO SEUS CUSTOS AMBIENTAIS PARA PEQUENAS COMUNIDADES DA REGIÃO NORDESTE BRASILEIRA.. 2014. Dissertação (Mestrado em Tecnologia de Reatores) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior. Orientador: Gaiane Sabundjian.

5.
Rita de Cássia Mutarelli. ESTUDO DAS AÇÕES SOCIOAMBIENTAIS DO INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES DE SÃO PAULO (IPEN/CNEN - SP). 2014. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, . Orientador: Gaiane Sabundjian.

6.
Daniel Massami Hirata. ESTIMATIVA DA FREQUÊNCIA DE DANOS AO NÚCLEO DEVIDO A PERDA DE REFRIGERANTE PRIMÁRIO E BLOQUEIO DE CANAL DE REFRIGERAÇÃO DO REATOR DE PESQUISAS. 2009. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, . Orientador: Gaiane Sabundjian.

7.
Silvia Regina Vanni. Viabilidade Econômica de Fontes Alternativas de Energia para uma Comunidade Rural Típica da Região Norte e Nordeste do Brasil.. 2008. 0 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, . Orientador: Gaiane Sabundjian.

8.
Wagner Luís Andreassa. O Consumo como um Fator de Relevância ma Degradação Ambiental Global. 2008. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, . Orientador: Gaiane Sabundjian.

9.
Patricia Paladino. Pré-processador Matemático para o Código RELAP5 Utilizando o Microsoft EXCEL.. 2006. 112 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear / Reatores de Potência) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior. Orientador: Gaiane Sabundjian.

Tese de doutorado
1.
Francine Menzel. Método para Aplicação da Metodologia Best Estimate Plus Uncertainty (BEPU) em um Relatório Final de Análise de Segurança (RFAS) de uma planta genérica. 2018. Tese (Doutorado em Tecnologia de Reatores) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico. Orientador: Gaiane Sabundjian.

2.
Roberta de Carvalho Barabás. Neurociências aplicadas ao ensino-aprendizagem da tecnologia nuclear. 2018. Tese (Doutorado em Tecnologia de Reatores) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, . Orientador: Gaiane Sabundjian.

3.
Eduardo Maprelian. Experimentos de Perda de Refrigerante Total e Parcial no Reator IEA-R1.. 2018. Tese (Doutorado em Tecnologia de Reatores) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, . Orientador: Gaiane Sabundjian.

Supervisão de pós-doutorado
1.
Seung Min Lee. 2018. Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior. Gaiane Sabundjian.

2.
Eduardo Madeira Borges. 2017. Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, . Gaiane Sabundjian.

3.
Christianne Cobello Cavinato. 2016. Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior. Gaiane Sabundjian.

Iniciação científica
1.
Tatiane Torquato de Lima Andrade. COLETA E ANÁLISE DE DADOS REFERENTES À SAÚDE DOS IOE E DA POPULAÇÃO PRÓXIMA A INSTALAÇÕES NUCLEARES.. 2016. Iniciação Científica. (Graduando em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares. Orientador: Gaiane Sabundjian.

2.
Francine Menzel. Cálculo do Custo Ambiental de Fontes de Energia. 2011. Iniciação Científica. (Graduando em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico. Orientador: Gaiane Sabundjian.

3.
Mauro Ferreira da Silva Filho. Simulação e Análise do Fenômeno de Circulação Natural Monofásico e BiFásico no Circuito Experimental Instalado na Engenharia Química/ POLI ? USP, com o Código RELAP5.. 2010. Iniciação Científica. (Graduando em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico. Orientador: Gaiane Sabundjian.

4.
Osvaldo Luiz de Almeida Damy. Simulação e Análise do Fenômeno de Circulação Natural Mono e Bi-Fásico no Circuito Experimental Instalado na Engenharia Química/ POLI - USP, com o Código RELAP5. 2007. Iniciação Científica. (Graduando em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico. Orientador: Gaiane Sabundjian.

5.
Thiago Daniel Jorge Fernandes. Simulação e Análise do Fenômeno de Circulação Natural Mono e Bi-Fásico no Circuito Experimental Instalado na Engenharia Química/ POLI - USP, com o Código RELAP5.. 2004. 0 f. Iniciação Científica. (Graduando em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico. Orientador: Gaiane Sabundjian.

Orientações de outra natureza
1.
Armen Thiago Ghazarian. Simulação Experimental do Circuito de Circulação Natural à Longa Distância com o auxílio do software LabView.. 2017. Orientação de outra natureza. (Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares. Orientador: Gaiane Sabundjian.



Inovação



Projetos de pesquisa

Outros projetos


Outras informações relevantes


PARTICIPAÇÃO EM BANCAS E REVISÃO

- Membro do corpo revisor do XII ENFIR/ VIICGEN realiazado no período de 15 a 20 de Outubro de 2000 no Rio de Janeiro.

- Membro Efetivo da Banca do Exame de Qualificaçào do aluno de Doutorado Ronaldo Célem Borges na Engenharia Nuclear da COPPE/UFRJ.Rio de Janeiro - RJ - Brasil - 18/10/2000.

- Participação no 8th nternatioonal Meeeting on RIS Reactor - Rio de Janeiro - RJ - Brasil - Aug/2002.


PARTICIPAÇÃO EM DIRETÓRIOS DE PESQUISA NO CNPq

- Análise de Segurança - participo como pesquisadora - grupo certificado pela CNEN.

- Análise de Acidentes, Segurança e confiabilidade - participo como líder - grupo certificado pela CNEN.

- Energia, Desenvolvimento e Meio Ambiente - participo como pesquisadora - grupo certificado pela CNEN.

- Mecânica dos Fluidos Computacionais Aplicada a Instalações Nucleares - participo como vice-líder - grupo certificado pela CNEN.

- Termoidráulica - - participo como pesquisadora - grupo certificado pela CTA.


(27/04/2006)
(27/04/2006)



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