Professor

MCNPX 2.6.0 PWR MCNP5 CANDU-6 SCALE 6.0 TRIGA IPR-R1 Extensão da Queima Thermohydraulic actinídeos menores Small Modular Reactors MCNP6.2 SMALL MODULAR REACTOR DUPIC cycle Engenharia Nuclear STHIRP-1 Lead-Cooled Fast Reactors Simulação de Sistemas Nucleares RELAP thorium tório research reactor WIMSD-5B Reprocessed Fuels Reatores Nucleares Advanced CANDU Reactor SCALE 6 Reatores Rápidos Scale MCNPX Neutron Flux SMART Combustível Avançado SCALE-KENO-VI SERPENT GT-MHR transmutação Fuel Cycle Combustível Anelar OpenMC PARCS Analise por Ativação Neutrônica SEALER-Artic Sistemas Nucleares Electra MCNP Gas-cooled Fast Reactor - GFR Molten Salt Breeder Reactor Metodo K0 PCTN Monteburns OpenFOAM Doutorado Neutronic Evaluation heat conduction SEALER Ciências das Radiações Waste management Combustível Reprocessado Burnable Absorber Molten Salt Reactors Burnable Poison Simulação RELAP5-3D Nuclear Criticality Accelerator Driven Systems (ADS) coupled codes AIROX Engenharia da Energia Ativação Neutrônica KRUSTY Iniciação Científica Simulação Neutrônica Material particulado Zinco Neutron Activation Analysis TRANSMUTATION NETÚNIO Minor Actinides STABLE SALT REACTOR Multireciclagem MSR High burnup DB-MHR ADS Aplicações de Radioisótopos Annular Fuel TRISO HTTR Criticality Analysis Generation IV Reactors Nuclear Systems Simulation Nanotubo Reatores Refrigerados a Chumbo Biomonitoração Código Subcanais Nuclear Reactor HTR-10 Termo-hidráulica OREOX MHR Homopolímero Veneno Queimável Criticality Safety Analysis Termo Hidráulica Combustível Nuclear Reprocessado Poluição atmosférica medicina nuclear Benchmarck redes neurais Nuclear Reactor Fuel Repositório Geológico análise multivariada CFD Traçador Radioativo Fissão Poluição do Ar Instrumentação Nuclear Neutrônica de Reatores Aplicações das Radiações Small Subcritical Fast Reactor Dosimetria Interna VHTR advanced fuel Uranio Glifosato fusão nuclear Nuclear Material Neutronic Simulations copolímero Uranium Mononitride Transurânicos Radônio Micro Reator Redes Neurais Artificiais Tecnologia dos Reatores OEROX Combustível Nuclear Silicon Carbide Kilopower Otimização de recarga nuclear SCALE-NEWT Mestrado simulation x-ray Spallation Safety Evaluation synergism Análide de Acidente SALT REACTOR radioterapia Hi-Nicalon Tipo S Análise isotópica LS-VHTR Accident Tolerant Fuels Natural Circulation Bismuth shielding radiotherapy Soluble Boron Seebeck Effect Instability Zircaloy SEALER-Arctic Computational Fluid Dynamics Hybrid Nuclear System Sistemas PWR NESTLE attenuation Advanced Nuclear Cycles Burnup Study Varetas Anulares Extensive source and point source Porous media ANSYS Fluent Cladding NEUTRON KINETIC Liquid Metal Annular Fuel Assembly Lyapunov Exponents Termo Fonte Actinides Transmutation Arduino Métodos de Análise Nuclear ARIMA Estatística Radiologia Depletion Codes External Source PBR Arquitetura Transformers previsão Prototipagem LMFBR Métodos Autorregressivos interface gráfica Pedologia Modelos Híbridos Conjugate Heat Transfer Umidade e Densidade Método Amostragem Aleatória GE Pettrace-8 Fusion-Fission System Cask Códigos Neutrônicos e Termohidráulicos Belo Horizonte Sistema de Aquisição de Dados transuranic Power Reactor Sistemas de Produção de Energias tumor cerebral Reprocessamento GANEX Evaporation Source RBM radioproteção LÍQUENS 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