área de pesquisa
- "Método Espectro - Nodal Linear para Problemas de Transporte de Nêutrons na Formulação de Ordenadas Discretas em Geometria Bidimensional Cartesiana"
- A Novel Coarse-Mesh Method Applied to Neutron Shielding Problems Using the Multigroup Transport Theory in Discrete Ordinates Formulations
- A Response Matrix Method for Slab-Geometry Discrete Ordinates Adjoint Calculations in Energy-Dependent Neutral Particle Transport
- A response matrix spectral nodal method for energy multigroup X,Y-geometry discrete ordinates problems in non-multiplying media
- Aceleração de Esquemas Iterativos e Arquiteturas de Programação de Aplicativos Computacionais para Cálculos de Transporte de Partículas Neutras
- Análise das Equações da Cinética Pontual para Reatores com Combustível Líquido Circulante
- Análise determinística das equações de transporte de nêutrons, considerando graus de anisotropia arbitrários para o fenômeno do espalhamento, problemas multigrupo de energia e na formulação das ordenadas discretas (SN)
- Análise espectral das equações de transporte de nêutrons na formulação de ordenadas discretas em meios multiplicativos
- Aplicativo para estimativas de leituras de detectores segundo um método numérico analítico para problemas adjuntos de difusão multigrupos de energia
- Aplicação do Método de Transformada de Laplace para Determinação de Condições de Contorno tipo Albedo para Cálculos Neutrônicos
- Avanços Recentes na Aplicação de um Método Numérico Espectronodal para Solução de Problemas Unidimensionais de Blindagem de Nêutrons
- Calculation of delayed neutron precursors? transit time in the external loop during a flow velocity transient in a Molten Salt Reactors
- Camila Freitas Matozinhos
- Condições de Contorno Albedo para Cálculos Globais de Reatores Nucleares Térmicos com o Modelo de Ordenadas Discretas a Dois Grupos de Energia
- Condições de Contorno Albedo para Cálculos Globais de Reatores Nucleares Térmicos com o Modelo Sn Multigrupo de Energia.
- Condições de Contorno tipo Albedo para Cálculos Globais de Reatores Nucleares com o Modelo de Dois Grupos de Energia na Formulação de Transporte Sn em Geometria Bioimensional Cartesiana
- Cálculos de Criticalidade Usando a Equação de Transporte de Nêutrons Multigrupo Unidimensional na Formulação das Ordenadas Discretas a partir da Solução Analítica Local
- Danielle Gonçalves Teixeira
- Desarrollo de Metodos de Calculo de Difusion para Reactores Nucleares Tipo PWR
- Desenvolvimento de um método espectronodal livre de erros de truncamento espacial para problemas adjuntos de transporte de partículas neutras monoenergéticas na formulação de ordenadas discretas em geometria unidimensional.
- Desenvolvimento de um Reatímetro Digital Subcrítico Baseado no Modelo de Cinética Pontual de Gandini
- Determinação do autovalor dominante da equação de transporte em geometria planar pela combinação dos métodos LTSn e esquema iterativo de potência
- Dr. Ricardo Carvalho de Barros
- EQUAÇÕES DA CINÉTICA PONTUAL PARA SISTEMAS SUBCRÍTICOS BASEADAS NA FUNÇÃO IMPORTÂNCIA ASSOCIADA À FONTE EXTERNA DE NÊUTRONS
- Estimation of neutron sources driving prescribed power generations in subcritical systems using one-speed two-dimensional discrete ordinates formulations
- Estimativa de Fontes Externas Uniformes Para uma Distribuição de Potência Prescritas em Geometria Bidimensional Cartesiana
- Estudo do comportamento dinâmico de um reator nuclear considerando a cinética espacial a uma dimensão
- Experimentos de Efeitos de Reatividade no Reator Nuclear- IPEN/MB-01
- Hermes Alves Filho
- Implementação computacional de metodologia analítica de solução da equação de transporte de nêutrons em geometria planar utilizando o método P_N
- Metodologia de Reconstrução Angular do Fluxo Angular de Nêutrons na Formulação Multigrupo com Energia com o Modelo das Ordenadas Discretas
- Modelagem Computacional da Distribuição Axial de Potência em Reatores Nucleares segundo um Modelo Cinético de Difusão
- Modelagem Computacional da Estabilização de Sistemas Subcríticos Segundo o Modelo Unidimensional de Difusão de Nêutrons Monoenergéticos
- Modelagem Computacional Nodal Analítica de Problemas de Difusão de Nêutrons em Meios Multiplicativos em Geometria Retangular Cartesiana Bidimensional
- Modelo de Cinética Inversa para o Cálculo da Reatividade de Reatores a Sal Fundido
- Método analítico de solução das equações da cinética na formulação Sn de transporte de nêutrons em geometria unidimensional e multigrupo de energia
- Método Espectral Determinístico para Problemas de Transporte de Nêutrons na Formulação SN, Multigrupo de Energia, Geometria Unidimensional, Espalhamento Anisotrópico e Fonte Fixa
- Método Espectronodais para cálculos de Transporte de Partículas com Fonte Fixa na Formulação de Ordenadas Discretas e Multigrupo de Energia
- Método Espectronodal de Grades Compostas para Problemas de Autovalor na Aproximação de Difusão
- Método Numérico de Matriz Resposta Acoplado a um Esquema de Reconstrução Espacial Analítica para Cálculos Unidimensionais de Transporte de Nêutrons na Formulação de Ordenadas Discretas Multigrupo de Energia com Fonte Fixa
- Métodos Determinísticos Livres de Aproximações Espaciais para a Solução Numérica Dominante de Problemas de Autovalor Multiplicativo na Formulação de Ordenadas Discretas da Teoria do Transporte de Nêutrons
- Neutron angular flux reconstruction in slab geometry using multigroup discrete ordinates transport models
- Neutron point kinetics model with precursors? shape function update for molten salt reactor
- On the calculation of neutron sources generating steady prescribed power distributions in subcritical systems using multigroup X,Y-geometry discrete ordinates models
- Parallelization of a coarse - mesh neutron transport method applied in the solution of one - dimensional neutron shielding problems
- Reconstrução Intranodal da Solução Numérica Gerada pelo Método Espectronodal Constante para Problemas Sn de Autovalor em Geometria Retangular Cartesiana
- Recontrução Intranodal da Solução Numérica Gerada pelo Método Espectronodal Constante para Problemas Sn de Autovalor em Geometria Retangular Bidimensional
- Spectral Nodal Methodology for Multigroup Slab-Geometry Discrete Ordinates Neutron Transport Problems with Linearly Anisotropic Scattering
- Spectral-Nodal Deterministic Methodology for Neutron Shielding Calculations using the X, Y - geometry Multigroup Transport Equation in the Discrete Ordinates Formulation
- The modified spectral deterministic method applied to fixed?source discrete ordinates problems in 𝑿, 𝒀? geometry
- Técnica para redução de tempo no cálculo de autovalores e autovetores aplicados a problemas de fonte fixa em transporte de nêutrons
- Um Método de Matriz Resposta para Cálculos de Transporte Multigrupo de Energia na Formulação de Ordenadas Discretas em Meios Não-Multiplicativos
- Um Método Espectro-Nodal para Problemas de Autovalor na Teoria de Transporte de Nêutrons Segundo a Formulação de Ordenadas Discretas
- Um Método Espectro-Nodal para Problemas de Autovalor na Teoria de Transporte de Nêutrons Segundo a Formulação de Ordenadas Discretas e Multigrupo de Energia
- WEMERSON DE CARVALHO GONÇALVES