David Adjuto Botelho
Possui graduação em Engenharia Elétrica pela Escola de Engenharia da UFMG(1969), especialização em Energia Nuclear pelo Instituto Militar de Engenharia(1971) e doutorado em Nuclear Engineering pela Massachusetts Institute Of Technology(1976). Atualmente é Pesquisador do Comissão Nacional de Energia Nuclear. Tem experiência na área de Engenharia Nuclear. Atuando principalmente nos seguintes temas:Reactor Physics, Finite Element Method, Neutron Flux, Criticality, Fuel Management.
Informações coletadas do Lattes em 21/10/2022
Acadêmico
Formação acadêmica
Doutorado em Nuclear Engineering
1971 - 1976
Massachusetts Institute Of Technology
Título: Multidimensional Finite Element Code
Orientador: Kent F Hansen
Bolsista do(a): Comissão Nacional de Energia Nuclear, CNEN, Brasil. Palavras-chave: Reactor Physics; Finite Element Method; Neutron Flux; Criticality; Fuel Management.Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Nuclear. Grande Área: Engenharias / Área: Engenharia Nuclear / Subárea: Tecnologia dos Reatores. Grande Área: Engenharias / Área: Engenharia Nuclear / Subárea: Tecnologia dos Reatores / Especialidade: Núcleo do Reator. Setores de atividade: Energia.
Idiomas
Inglês
Compreende Bem, Fala Bem, Lê Bem, Escreve Bem.
Espanhol
Compreende Razoavelmente, Fala Pouco, Lê Bem, Escreve Pouco.
Francês
Compreende Pouco, Fala Pouco, Lê Pouco, Escreve Pouco.
Áreas de atuação
Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Nuclear.
Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Nuclear / Subárea: Tecnologia dos Reatores.
Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Nuclear / Subárea: Tecnologia dos Reatores/Especialidade: Condução de Calor em Barras Combustíveis.
Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Nuclear / Subárea: Tecnologia dos Reatores/Especialidade: Transferência de Calor em Reatores.
Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Nuclear / Subárea: Tecnologia dos Reatores/Especialidade: Sistemas Passivos de Remoção de Calor.
Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Nuclear / Subárea: Tecnologia dos Reatores/Especialidade: Pressurizador.
Participação em eventos
INAC 2002 INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE. Analysis of natural circulation in a thermal hydraulic loop similar to a nuclear reactor cooling system. 2002. (Congresso).
INAC 2002 INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE. Single and two-phase similarity analysis of a reduced-scale natural convection loop relative to a full-scale prototype. 2002. (Congresso).
INAC 2002 INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE. A comparison between experimental results and numerical simulation in a natural convection loop. 2002. (Congresso).
LAS ANS Symposium 2002: Power Supply and its Problems; The Nuclear Proposal.Natural convection in a loop similar to a passive nuclear reactor cooling system. 2002. (Seminário).
Participação em bancas
Daly E. Silva; R. Y. Quassim;BOTELHO, D. A.. Contribuição ao estudo da análise de escoamento bi-fásico considerando escorregamento dinâmico entre as fases. 1981. Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro.
G. A. Silva;BOTELHO, D. A.; Leopoldo E. G. Bastos. Convecção natural em um circuito a Sódio. 1981. Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro.
A. C. M. Alvim; A. C. O. Barroso;BOTELHO, D. A.; C. A. Reinert de Lima. Métodos numéricos para resolução da equação de condução de calor bi-dimensional. 1981. Dissertação (Mestrado em Energia Nuclear) - Instituto Militar de Engenharia.
A. C. M. Alvim;BOTELHO, D. A.; Juan B. S. Hesles. Simulação digital do pressurizador de uma central PWR. 1980. Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro.
A. C. M. Alvim; A. S. Martinez; A. C. Menezes Filho; F. C. Silva;BOTELHO, D. A.. O método dos pseudo-harmônicos: uma nova opção usando discretização nodal. 1992. Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro.
A. C. M. Alvim; A. C. O. Barroso; G. A. Silva;BOTELHO, D. A.. 2 Monografias: 1) Pressurizador com 3 Regiões; 2) Acidente de pequema ruptura em um PWR (Three-Mile Island). 1986. Exame de qualificação (Doutorando em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro.
A. C. M. Alvim; A. C. O. Barroso; Zieli D. T. Filho;BOTELHO, D. A.. Monografias: Modelos numéricos e modelos de escoamentos bifásicos do código RETRAN. 1986. Exame de qualificação (Doutorando em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro.
Orientou
Termohidraulica del nucleo de un reactor de piscina utilizando el codigo COBRA-IV-I; 1986; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro,; Orientador: David Adjuto Botelho;
Análise de um acidente hipotético de perda de vazão forçada em um reator tipo LMFBR; 1985; 0 f; Dissertação (Mestrado em Programa de Engenharia Nuclear) - Coordenação dos Programas de Pós Graduação Em Engenharia, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Orientador: David Adjuto Botelho;
Análise da estabilidade para escoamento descendente em canais aquecidos; 1985; 0 f; Dissertação (Mestrado em Programa de Engenharia Nuclear) - Coordenação dos Programas de Pós Graduação Em Engenharia, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Orientador: David Adjuto Botelho;
Cálculo da queda de pressão e da distribuição de vazão no núcleo de reatores LMFBR; 1984; 0 f; Dissertação (Mestrado em Energia Nuclear) - Instituto Militar de Engenharia, Comissão Nacional de Energia Nuclear; Orientador: David Adjuto Botelho;
Expansão Polinomial Nodal; 1983; 0 f; Dissertação (Mestrado em Energia Nuclear) - Instituto Militar de Engenharia, Comissão Nacional de Energia Nuclear; Orientador: David Adjuto Botelho;
Modelo de simulação de Geradores de Vapor para centrais nucleares tipo LMFBR; 1983; 0 f; Dissertação (Mestrado em Energia Nuclear) - Instituto Militar de Engenharia, Comissão Nacional de Energia Nuclear; Orientador: David Adjuto Botelho;
Modelo para simulaçãode transientes no circuito de vapor de uma central PWR; 1982; 0 f; Dissertação (Mestrado em Energia Nuclear) - Instituto Militar de Engenharia, Comissão Nacional de Energia Nuclear; Orientador: David Adjuto Botelho;
Modelo homogêneo de um gerador de vapor para simulação de transitórios operacionais e acidentes em centrais nucleares tipo PWR; 1981; 0 f; Dissertação (Mestrado em Energia Nuclear) - Instituto Militar de Engenharia, Comissão Nacional de Energia Nuclear; Orientador: David Adjuto Botelho;
Modelo nodal para simulação do núcleo de um reator PWR; 1981; 0 f; Dissertação (Mestrado em Energia Nuclear) - Instituto Militar de Engenharia, Comissão Nacional de Energia Nuclear; Orientador: David Adjuto Botelho;
Produções bibliográficas
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BOTELHO, D. A. ; FACCINI, J. L. H. ; SAMPAIO, P. A. B. ; MOREIRA, M. L. ; M. Soares . Analysis of Natural Circulation in a Passive Nuclear Reactor Cooling System. Revista de Ciência & Tecnologia (Nova Iguaçu) , Rio de Janeiro - RJ, v. 2, n.2, p. 70-82, 2002.
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BOTELHO, D. A. . Circuitos termohidráulicos em escala reduzida de baixa pressão para estudos de remoção de calor por circulação natural em reatores PWR. Rio de Janeiro: Publ. IEN 47 - Instituto de Engenharia Nuclear / CNEN, 1993 (Publicação do IEN/CNEN - RJ).
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BOTELHO, D. A. . Análise simplificada de sistemas passivos de remoção de calor residual de reatores PWR de pequeno porte. Rio de Janeiro, RJ: Publ. IEN 34 - Instituo de Engenharia Nuclear / CNEN, 1992 (Publicação do IEN/CNEN - RJ).
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MOREIRA, M. L. ; BOTELHO, D. A. . TURBO - Um programa computacional para análise de escoaments bidimensionais de um fluido incompressível usando um modelo de turbulência de duas equações. Rio de Janeiro, RJ: Publ. IEN 22 - Instituto de Engenharia Nuclear / CNEN, 1991 (Publicação do IEN/CNEN - RJ).
Outras produções
BOTELHO, D. A. ; A. C. O. Barroso . PRESSU - Software to simulate Two and Three Volume Pressurizer. 2005.
BOTELHO, D. A. . CIRCUSP- A CFD Software for analysis of a Two-Phase Natural Circulation. 2004.
BOTELHO, D. A. . CIRCAFE - Código para simulação de convecção natural monofásica ou bifásica unidimensional em uma cápsula de irradiação a água fervente (CAFE). 2002.
BOTELHO, D. A. . CIRCIEN - Código para simulação de circuito termohidráulico em escala reduzida do IEN, similar a sistema de remoção de calor residual de reator PWR. 1999.
BOTELHO, D. A. ; FACCINI, J. L. H. . Circuito termohidráulico em escala reduzida similar a sistema passivo de remoção de calor para estudos de convecção natural em reatores PWR. 1999.
BOTELHO, D. A. . Natural circulation in a boiling water irradiation capsule (CAFE). 2002.
BOTELHO, D. A. . Calculation memory of equivalent diameters along the natural circulation path of the CAFE capsule. 2002.
BOTELHO, D. A. . Decay heat removal from the CAFE capsule by natural circulation. 2002.
BOTELHO, D. A. ; FACCINI, J. L. H. . Simulação numérica de teste experimental no Circuito de Convecção Natural (CCN) do SETER/DIRE/IEN. 2001.
BOTELHO, D. A. ; FACCINI, J. L. H. . Modelo de Similaridade da Convecção Natural em Circuitos de Reatores. 2001.
BOTELHO, D. A. . Análise de limites termohidráulicos para o RPR (Reator Produtor de Radioisótopos). 1986.
BOTELHO, D. A. . Modelo termohidráulico do núcleo e do poço do reator RPR (Reator Produtor de Radioisótopos). 1985.
BOTELHO, D. A. . Análise de transientes de reatividade no RPR (Reator Produtor de Radioisótopos). 1984.
BOTELHO, D. A. . Pressão no prédio do RPR (Reator Produtor de Radioisótopos) pela evaporação da água do poço do reator. 1984.
BOTELHO, D. A. . Cálculo preliminar da distribuição de vazão e queda de pressão no núcleo do reator RPR (Reator Produtor de Radioisótopos). 1983.
Histórico profissional
Endereço profissional
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Comissão Nacional de Energia Nuclear, Instituto de Engenharia Nuclear, Coordenadoria de Reatores. , Avenida Brigadeiro Trompowski s/n, Ilha do Fundão, 21945-970 - Rio de Janeiro, RJ - Brasil - Caixa-postal: 68550, Telefone: (21) 22098253, Ramal: 8253, Fax: (21) 22098066, URL da Homepage:
Experiência profissional
1976 - Atual
Comissão Nacional de Energia NuclearVínculo: Servidor público ou celetista, Enquadramento Funcional: Pesquisador, Carga horária: 40, Regime: Dedicação exclusiva.
Outras informações:
Supervisor de grupo de pesquisa desde 1979.
Atividades
-
03/2004
Ensino, Ciência e Tecnologia Nucleares, Nível: Pós-Graduação,Disciplinas ministradas, Engenharia de Reatores III, Engenharia de Reatores I, Engenharia de Reatores II
-
02/1976
Pesquisa e desenvolvimento , Instituto de Engenharia Nuclear, Coordenadoria de Reatores.,Linhas de pesquisa
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