área de pesquisa
- "AVALIAÇÃO NUMÉRICA DO TRANSPORTE DE RADIONUCLÍDEOS EM ROCHA FRATURADA".
- ?Avaliação da Confiança do Processo de Divulgação de Planos de Emergência com Abordagem do APELL Modificado e Definida por Rede Bayesiana?.
- Analysis of the anticipated transient without scram (ATWS) initiated by emergency power mode through the full scope simulator
- Análise de Sensibilidade por Teoria de Perturbação Generalizada da Frequência de Acidente de uma Instalção Nuclear Equipada com um Canal de Proteção sob Envelhecimento
- Análise do aumento de pressão do sistema de refrigeração do reator durante eventos ATWS através do simulador de escopo total
- Análise em escala reduzida do sistema de remoção do calor de decaimento entre os reatores HTR-10 e HTR-PM sob condições acidentais.
- Análise tremo-hidráulica preliminar de uma vareta combustível PWR com seção transversal no formato de hemácia sob condições estacionárias
- Atualização da Análise de Inundação Interna nas Salas de Componentes de Segurança de Angra 1
- Avaliação de Fatores que Afetam a Eficácia de Órgãos Reguladores: Uma Aplicação ao Setor Nuclear
- Avaliação de risco de um repositóriopróximo à superfície na fase pós-fechamento em cenário de liberação de radionuclídeos por infiltração de água
- Avaliação do impacto de um acidente severo na usina de Angra dos Reis com liberação de radionuclídeos para a atmosfera
- CÁLCULO DA DISTRIBUIÇÃO DE TEMPERATURA EM UM COMBUSTÍVEL PEBBLE DE UM REATOR HTR-10 DURANTE UM TRANSIENTE INDUZIDO POR REATIVIDADE
- CÁLCULO DO PERFIL DE TEMPERATURAS EM UMA VARETA COMBUSTÍVEL DE REATOR PWR COM SEÇÃO TRANSVERSAL EM FORMATO HEMOGLOBINA, POR DIFERENÇAS FINITAS EM ESTADO ESTACIONÁRIO
- Estudo da confiabilidade do sistema de água gelada de uma usina PWR de 4 loops de projeto KWU de 1330 MWe.
- Estudo de uma metodologia para a seleção de locais adequados para a disposição final dos rejeitos radioativos das usinas nucleares brasileiras
- Fabiano Petruceli Coelho Lima
- Gerenciamento de Acidentes Além da Base de Projeto relacionados à Usina de Potência Angra 2
- Implementação de Novas Características em um Simulador Digital de princípios Básicos de uma Planta Nuclear PWR
- Jesúis Salomón Llanes
- Jorge Eduardo de Souza Sarkis
- José Manuel Fink
- Luiz Fernando Seixas de Oliveira
- Marcos Cesar Ferreira Moreira
- Metodologia baseada em sistema de informação geográfica e anãlise multicritério para a seleção de áreas para a construção de um repositório para o combustível nuclear usado
- Migração de radionuclídeos em meio fraturado: Estudo numérico da convecção/difusão na fratura e difusão na rocha matriz e solução numérica para o modelo de dissolução de solubilidade limitada.
- Projeto de Segurança Física em uma Instalação Nuclear Brasileira
- Projeto em escala reduzida do núcleo de um reator PWR em regime de circulação natural otimizado por algoritmo genético.
- Projeto em escala reduzida do núcleo de um reator PWR em regime de circulação natural otimizado por enxame de partículas
- Qualificação e Aplicação de Código de Análise de Acidentes de Reatores Nucleares com Capacidade Interna de Avaliação de Incerteza
- Ruy Carvalho Mattosinho de Castro Ferraz
- Scaling Analysis of Reactor Cavity Cooling System in HTR
- Sensitivity analysis of the accident rate of a plant equipped with a protection channel under aging by the generalized perturbation theory
- Simulador de Princípios básicos de uma Planta Nuclear PWR
- Thaís Maria Pires dos Santos
- UMA ABORDAGEM BASEADA EM DESEMPENHO PARA O PROJETO E AVALIAÇÃO DE SISTEMAS DE PROTEÇÃO FÍSICA DE MATERIAIS E INSTALAÇÕES NUCLEARES DO PROGRAMA NUCLEAR BRASILEIRO
- Uma análise da confiabilidade humana do acidente na usina de Three Mile Island II considerando as metodologias THERP e ATHEANA.
- Uma proposta para o descomissionamentode submarinos nucleares no Brasil
- Vitor Vasconcelos Araújo Silva