Professor

MCNPX 2.6.0 PWR MCNP5 CANDU-6 TRIGA IPR-R1 SCALE 6.0 Extensão da Queima actinídeos menores Thermohydraulic MCNP6.2 Small Modular Reactors SMALL MODULAR REACTOR DUPIC cycle Engenharia Nuclear STHIRP-1 Lead-Cooled Fast Reactors Simulação de Sistemas Nucleares RELAP thorium research reactor WIMSD-5B tório Reprocessed Fuels Reatores Nucleares SCALE 6 MCNPX Neutron Flux Advanced CANDU Reactor Scale Combustível Avançado Reatores Rápidos SERPENT Fuel Cycle SMART transmutação SCALE-KENO-VI GT-MHR SEALER-Artic Electra Molten Salt Breeder Reactor MCNP Metodo K0 Sistemas Nucleares Analise por Ativação Neutrônica OpenMC PARCS Combustível Anelar Gas-cooled Fast Reactor - GFR SEALER Combustível Reprocessado Waste management Molten Salt Reactors Nuclear Criticality RELAP5-3D Neutronic Evaluation PCTN Simulação heat conduction Burnable Poison Monteburns Doutorado Ciências das Radiações Burnable Absorber Engenharia da Energia HTTR Neutron Activation Analysis AIROX MSR Accelerator Driven Systems (ADS) KRUSTY TRISO NETÚNIO Ativação Neutrônica ADS Multireciclagem Minor Actinides coupled codes TRANSMUTATION STABLE SALT REACTOR Iniciação Científica DB-MHR Aplicações de Radioisótopos Zinco Annular Fuel Material particulado OpenFOAM High burnup Simulação Neutrônica Reatores Refrigerados a Chumbo Nuclear Systems Simulation Neutronic Simulations Veneno Queimável Fissão Uranio Nuclear Reactor Biomonitoração Aplicações das Radiações OREOX Nuclear Reactor Fuel Combustível Nuclear Reprocessado Homopolímero Kilopower Nanotubo Mestrado Poluição do Ar Otimização de recarga nuclear Traçador Radioativo Termo Hidráulica Criticality Analysis análise multivariada Poluição atmosférica medicina nuclear Benchmarck Código Subcanais Redes Neurais Artificiais OEROX Micro Reator Small Subcritical Fast Reactor fusão nuclear Nuclear Material redes neurais Glifosato Repositório Geológico Combustível Nuclear Neutrônica de Reatores copolímero Criticality Safety Analysis Uranium Mononitride Transurânicos advanced fuel Instrumentação Nuclear Generation IV Reactors HTR-10 Termo-hidráulica SCALE-NEWT VHTR MHR Silicon Carbide Tecnologia dos Reatores Radônio Dosimetria Interna SALT REACTOR Seebeck Effect SEALER-Arctic Accident Tolerant Fuels Advanced Nuclear Cycles Hybrid Nuclear System Instability radiotherapy Porous media Extensive source and point source simulation Bismuth shielding ANSYS Fluent Computational Fluid Dynamics Safety Evaluation LS-VHTR Natural Circulation synergism Soluble Boron Análide de Acidente Modelos Híbridos interface gráfica Fusion-Fission System tumor cerebral Zircaloy transuranic Reprocessamento GANEX Cask x-ray RBM Spallation Termo Fonte Sistema de Aquisição de Dados Lyapunov Exponents External Source Power Reactor Radiologia Sistemas de Produção de Energias Estatística Annular Fuel Assembly CFD Cladding NEUTRON KINETIC PBR Arquitetura Transformers Burnup Study Códigos Neutrônicos e Termohidráulicos attenuation Liquid Metal Métodos de Análise Nuclear GE Pettrace-8 Evaporation Source Prototipagem Sistemas PWR Análise isotópica Hi-Nicalon Tipo S radioterapia ARIMA Depletion Codes Umidade e Densidade Arduino Método Amostragem Aleatória Actinides Transmutation previsão LMFBR Métodos Autorregressivos Belo Horizonte Pedologia NESTLE Varetas Anulares radioproteção liquens Instabilidade em BWR aquífero MP10 GEANT4 ORIGEN Aprendizagem por reforço MP2,5 raio X MYRRHA Detector de Radiação Otimização de Dose Sensor de Radionuclídeos energia nuclear criticalidade nuclear Reator Avançado professor substituto Biomonitor Métotodos de Análises Nuclear energia eólica Acido Tartarico Dosimetria Geological Repository HVL Angra 2 ACR HTGR TMI1 REACTOR LINAC 600 C/D Criticalidade Otimização de Recarga TRIGA MARK-II reatores avançados Hybrid Systems Macroscopic cross sections Autoregressive Moving Average Model Computed Tomography neutron irradiation BWR Neutronic Analysis Microreactor Small-Scalle Nuclear Battery tomografia computadorizada RELAP-3D HTR Coeficientes de Liapunov Litologia Detecção de Nêutrons Tokamak Matlab Fusion Source Monte Carlo Tree Search Milho Metodo Monte Carlo Calibração de detectores de radiação Siderurgia Piscina Combustível Irradiado Secao de Choque gadolíneo Departamento de Engenharia Nuclear Engenharias ATF Monitoramento Radiológico Ambiental Cíclotron Quantificação de Incertezas Revestimento Combustível Fontes Neutrônicas Lead Fast Reactor Advanced Fuels Radioisotope Thermoelectric Generators Light-Water Reactor Site Selection Spent Fuel Pool Análise Multicriterio Recarga PWR Transuranic Fuels Monte Carlo method Lead-Cooled Reactor Phantom Físico Fusion Thorium-Based Molten Salt Breeder Reactor BEAVRS Fast Nuclear Reactor Boiling Water Reactor Percentage Depth Dose (PDD) Seleção de Áreas Dosimetry IPEN/MB-01