Professor

MCNPX 2.6.0 PWR MCNP5 SCALE 6.0 CANDU-6 TRIGA IPR-R1 Extensão da Queima actinídeos menores Thermohydraulic DUPIC cycle RELAP WIMSD-5B Thorium Engenharia Nuclear Reatores Nucleares Simulação de Sistemas Nucleares tório Scale Neutron Flux research reactor MCNPX Reatores Rápidos Combustível Avançado Advanced CANDU Reactor STHIRP-1 Fuel Cycle SCALE 6 transmutação GT-MHR SCALE-KENO-VI Molten Salt Breeder Reactor Sistemas Nucleares Combustível Anelar Gas-cooled Fast Reactor - GFR Metodo K0 PARCS Reprocessed Fuels MCNP Analise por Ativação Neutrônica heat conduction Nuclear Criticality Doutorado Monteburns Combustível Reprocessado Waste management Simulação PCTN ADS coupled codes Minor Actinides Iniciação Científica Lead-Cooled Fast Reactors Aplicações de Radioisótopos ativação neutrônica RELAP5-3D Neutron Activation Analysis Annular Fuel Electra NETÚNIO AIROX Zinco OREOX TRANSMUTATION Material particulado MSR HTTR Burnable Poison Burnable Absorber High burnup Multireciclagem DB-MHR TRISO poluição atmosférica Nuclear Reactor Medicina Nuclear Transurânicos Fissão Uranio Fast Nuclear Reactor Aplicações das Radiações Mestrado Nanotubo Poluição do ar Homopolímero Criticality Analysis análise multivariada Nuclear Reactor Fuel Traçador Radioativo Combustível Nuclear Reprocessado Benchmarck Reatores Refrigerados a Chumbo Biomonitoração Nuclear Systems Simulation Small Modular Reactors MHR copolímero fusão nuclear Accelerator Driven Systems (ADS) HTR-10 Repositório Geológico Neutrônica de Reatores Combustível Nuclear Nuclear Material advanced fuel Criticality Safety Analysis Instrumentação Nuclear Radônio Neutronic Evaluation Veneno Queimável OEROX Termo-hidráulica Dosimetria Interna VHTR glifosato Silicon Carbide Depletion Codes Bismuth shielding x-ray Códigos Neutrônicos e Termohidráulicos Computational fluid dynamics Extensive source and point source Simulation Secao de Choque Advanced Nuclear Cycles SERPENT Piscina Combustível Irradiado synergism RBM Natural Circulation interface gráfica Safety Evaluation Redes Neurais Artificiais LS-VHTR Soluble Boron HTR Reprocessamento GANEX Análide de Acidente Zircaloy tumor cerebral Cask Porous media radiotherapy Instability RADIOLOGIA Lyapunov Exponents PBR Liquid Metal GE Pettrace-8 SCALE-NEWT attenuation Varetas Anulares Burnup Study Sistemas de Produção de Energias Power Reactor sistema de aquisição de dados Cladding NEUTRON KINETIC Método Amostragem Aleatória Prototipagem LMFBR Arduino NESTLE Radioterapia Hi-Nicalon Tipo S Análise Isotópica Sistemas PWR Belo Horizonte Termo Fonte Otimização de recarga nuclear Umidade e Densidade Pedologia Métodos de Análise Nuclear Estatística Métodos Autorregressivos Arquitetura Transformers tomografia computadorizada Acido Tartarico Raio X MP2,5 Aprendizagem por reforço ORIGEN GEANT4 MP10 Aquífero Instabilidade em BWR liquens MYRRHA Detector de radiação Métotodos de Análises Nuclear Biomonitor professor substituto Reator Avançado criticalidade nuclear Dosimetria Macroscopic cross sections Otimização de Recarga Criticalidade LINAC 600 C/D TMI1 REACTOR HTGR ACR Angra 2 Redes Neurais HVL Geological Repository Generation IV Reactors TRIGA MARK-II reatores avançados BWR neutron irradiation Computed tomography Autoregressive Moving Average Model energia nuclear Sensor de Radionuclídeos Otimização de Dose milho Monte Carlo Tree Search Matlab Tokamak Detecção de Nêutrons Litologia Coeficientes de Liapunov Código Subcanais Calibração de detectores de radiação Siderurgia Quantificação de incertezas Cíclotron Monitoramento Radiológico Ambiental SMART Engenharias Departamento de Engenharia Nuclear Ciências das Radiações Metodo Monte Carlo Revestimento Combustível radioproteção RELAP-3D IPEN/MB-01 Transuranic Fuels Recarga PWR Análise multicritério Spent Fuel Pool Site Selection Termo Hidráulica SEALER Dosimetry Seleção de áreas Percentage Depth Dose (PDD) Boiling Water Reactor BEAVRS Phantom Físico Fontes Neutrônicas gadolíneo