Duvan Alejandro Castellanos Gonzalez

Mechanical Engineer graduated from the Industrial University of Santander - Colombia (2011), Master in Energy from the Federal University of ABC (2016). Ph.D. student in Energy at Federal University of ABC (2016-2020), working in the subarea of Nuclear Engineering. Ability to analyzing and studying the nuclear engineering area to propose viable, and competitive solutions from a technical-economic point of view. Working on the development of computational codes for modeling, simulation, and thermal-hydraulic analysis of reactors core with plate-type elements (COTENP - Code for Thermal-hydraulic Evaluation of Nuclear Reactors with Plate Type Fuels) and rod-type elements (THUNDER Thermal-Hydraulic Unit of Numerical Development for Elements with Rod-bundles). Good command of CAD tools (SolidWorks, Solid Edge, Autodesk Inventor, Autodesk AutoCAD) and CAM software (Mastercam). Knowledge in project management under the PMI standard (Project Manager Institute). Advanced skills in programmable automata (PLC, API ) and programming language (FORTRAN, C, C ++).

Possui graduação em Engenharia Mecânica formado pela Universidad Industrial de Santander - Colômbia (2011), Mestrado em Energia na subárea de Engenharia Nuclear/Termo-hidráulica de reatores nucleares pela Universidade Federal do ABC-UFABC (2016), e Doutorado em Energia na subárea de Engenharia Nuclear/Termo-hidráulica de reatores nucleares pela UFABC (2021). Atualmente atúa como pesquisador de Pós-doutorado em Tecnologia Nuclear no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), trabalhando na área de Termo-hidráulica e análise de acidentes em reatores de potência. Possui experiência em sistemas nucleares com ênfase em projeto térmico de reatores, núcleo do reator e descomissionamento de usinas nucleares, desempenhando-se nos seguintes temas: Termo-hidráulica de reatores, Escoamento bifásico, Fluxo de calor crítico, Circulação natural, Desenvolvimento e validação de códigos computacionais, Análise de acidentes, Modelagem e simulação dinâmica de reatores nucleares de pesquisa, potência e propulsão naval (em RELAP). Tem se capacitado em temas relacionados à segurança física de instalações nucleares, categorização de material radioativo, segurança da informação, e ameaças e riscos à segurança nuclear (ameaças cibernéticas). Atuou no desenvolvimento e validação de códigos computacionais para à avaliação dos limites Termo-hidráulicos do núcleo de reatores nucleares com elementos combustíveis tipo placa e tipo vareta, a saber: COTENP (Code for Thermal-hydraulic Evaluation of Nuclear Reactors with Plate Type Fuels) e THUNDER (Thermal-Hydraulic Unit of Numerical Development for Elements with Rod-bundles). Entre suas áreas de interesse se encontra o estudo da tecnologia de Micro Reatores Nucleares (MRs) e Pequenos Reatores Modulares (SMRs) para a produção de calor, vapor e/ou eletricidade. Possui bom domínio de ferramentas CAD (SolidWorks, Solid Edge, Autodesk Inventor, Autodesk AutoCAD) e software CAM (Mastercam). Conhecimento em gerenciamento de projetos sob o padrão PMI (Project Manager Institute). Habilidades avançadas programação (FORTRAN, C, C ++).