Professor

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