Marcelo Antônio Veloso

Possui graduação em física (1973) e mestrado em ciências e técnicas nucleares (1979) pela Universidade Federal de Minas Gerais (1979), e doutorado em engenharia química pela Universidade Estadual de Campinas (2003). Atualmente é pesquisador titular da Comissão Nacional de Energia Nuclear. Trabalha na área de engenharia nuclear, com forte ênfase em termofuidodinâmica de reatores nucleares, atuando principalmente nos seguintes temas: análise thermo-hidráulica de sistemas nucleares, análise por subcanais de elementos combustíveis e desenvolvimento de códigos computacionais .

Informações coletadas do Lattes em 22/11/2022

Acadêmico

Formação acadêmica

Doutorado em Engenharia Química

1996 - 2003

Universidade Estadual de Campinas
Título: Simulação Computacional de Eventos Termo-hidráulicos Transitórios em Multicircuitos com Multibombas
Orientador: Roger Josef Zemp/Paulo de Carvalho Tofani
Palavras-chave: Termo-hidráulica; Processos de Transferência; Subcanais; Reatores; Operação de bombas.Grande área: EngenhariasGrande Área: Engenharias / Área: Engenharia Mecânica / Subárea: Fenômenos de Transporte / Especialidade: Princípios Variacionais e Métodos Numéricos. Setores de atividade: Energia.

Mestrado em Ciências Técnicas Nucleares

1974 - 1979

Universidade Federal de Minas Gerais
Orientador: Olga Cortes Rabelo Leão Simbalista
Bolsista do(a): Comissão Nacional de Energia Nuclear, CNEN, Brasil. Palavras-chave: Reatores a Água Pressurizada; Termo-hidráulica; Análise por Subcanais.Grande área: EngenhariasGrande Área: Engenharias / Área: Engenharia Mecânica / Subárea: Fenômenos de Transporte / Especialidade: Princípios Variacionais e Métodos Numéricos. Setores de atividade: Energia.

Graduação em Física

1969 - 1973

Universidade Federal de Minas Gerais

Idiomas

Inglês

Compreende Razoavelmente, Fala Razoavelmente, Lê Razoavelmente, Escreve Razoavelmente.

Francês

Compreende Pouco, Fala Pouco, Lê Razoavelmente, Escreve Pouco.

Alemão

Compreende Razoavelmente, Fala Razoavelmente, Lê Razoavelmente, Escreve Razoavelmente.

Áreas de atuação

Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Nuclear / Subárea: Tecnologia dos Reatores/Especialidade: Transferência de Calor em Reatores.

Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Mecânica / Subárea: Fenômenos de Transporte/Especialidade: Mecânica dos Fluídos.

Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Mecânica / Subárea: Fenômenos de Transporte/Especialidade: Transferência de Calor.

Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Mecânica / Subárea: Fenômenos de Transporte/Especialidade: Princípios Variacionais e Métodos Numéricos.

Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Nuclear / Subárea: Tecnologia dos Reatores.

Participação em bancas

Aluno: Juliana Pacheco Duarte

ALVIM, A. C. M.; TAQUEDA, M. E. S.;VELOSO, Marcelo Antonio. Um Planejamento de Experimentos para a Avaliação do Fluxo de Calor Crítico de Reatores Nucleares a Água Pressurizada de Pequena Escala. 2014 - Escola Politécnica da Universidade de São Paulo.

Aluno: Patrícia Amélia de Lima Reis

LIMA, C. P. B.; COSTA, A. L.; VELOSO, Maria Auxiliadora Fortini;VELOSO, Marcelo Antonio; MESQUITA, A. Z.. Avaliação Termo-hidráulica do Reator TRIGA IPR-R1 Utilizando o Código RELAP 5. 2009. Dissertação (Mestrado em Prog. de Pos-Grad. em Ciência e Técnicas Nucleares) - Universidade Federal de Minas Gerais.

Aluno: Humberto Vitor Soares

LIMA, C. P. B.;VELOSO, Marcelo Antonio; COSTA, A. L.; REZENDE, H. C.. Avaliaçâo de Segurança do Reator Multiprósito Brasileiro. 2014. Tese (Doutorado em Prog. de Pos-Grad. em Ciência e Técnicas Nucleares) - Universidade Federal de Minas Gerais.

Aluno: Patrícia Amélia de Lima Reis

COSTA, A. L.; LIMA, C. P. B.; VELOSO, M. A. F.;VELOSO, Marcelo Antonio; SANTOS, A. A. C.; REZENDE, H. C.. Estudos Neutrônicos e Termo-hidráulicos para o Desenvolvimento de uma Metodologia de Acoplamento entre Códigos Aplicada ao Reator de Pesquisa TRIGA-IPR-R1. 2013. Tese (Doutorado em Prog. de Pos-Grad. em Ciência e Técnicas Nucleares) - Universidade Federal de Minas Gerais.

Aluno: Humberto Vitor Soares

COSTA, A. L.; ARONE, Ivan Dionysio; REIS, P. A. L.;VELOSO, Marcelo Antonio; VELOSO, Maria Auxiliadora Fortini. Análise de Segurança de Reatores Nucleares para Multipropósitos Utilizando Códigos para Cálculos Termo-hidráulicos e Neutrônicos. 2014. Exame de qualificação (Doutorando em Prog. de Pos-Grad. em Ciência e Técnicas Nucleares) - Universidade Federal de Minas Gerais.

Aluno: Vítor Vasconcelos Araújo

LIMA, C. P. B.; COSTA, A. L.; REZENDE, H. C.;VELOSO, Marcelo Antonio. Desenvolvimento do Acoplamento Neutrônico-termohidráulico Usando os Códigos PARCS e OpenFOAN: Aplicção á Segurança de Reatores. 2013. Exame de qualificação (Doutorando em Prog. de Pos-Grad. em Ciência e Técnicas Nucleares) - Universidade Federal de Minas Gerais.

VELOSO, Marcelo Antonio. Comissão Especial de Assessoramento do PCRH/FAPEMIG. 1999. Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de Minas Gerais.

Orientou

Marilene Quinaud Pedron

Utilização do Método MAT para a Análise do Limite de Ebulição Nucleada em Subcanais de Feixes de Varetas; 1984; 0 f; Dissertação (Mestrado em Ciências Técnicas Nucleares) - Universidade Federal de Minas Gerais,; Orientador: Marcelo Antonio Veloso;

Edward Frazão de Carvalho

Análise dos modelos dos códigos PANTERA-1 e THERMO-II para o cálculo da distribuição de temperatura em varetas combustíveis; 1979; 0 f; Monografia; (Aperfeiçoamento/Especialização em Ciências Técnicas Nucleares) - Universidade Federal de Minas Gerais; Orientador: Marcelo Antonio Veloso;

Lauro Rocha Borges

Criação de um banco de dados de fluxo de calor crítico; 1997; Iniciação Científica - Universidade Federal de Minas Gerais, Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de Minas Gerais; Orientador: Marcelo Antonio Veloso;

Produções bibliográficas

Merroun, O. ; Al Mers, A. ; VELOSO, Marcelo Antonio ; EL BAKKAI, T. ; CHAKIR, E. . Experimental validation of the thermal-hydraulic code SACATRI. Nuclear Engineering and Design (Print) , v. 239, p. 2875-2884, 2009.
VELOSO, Marcelo Antonio ; FORTINI, M. A. . CHF prediction in nuclear fuel elements by using round tube data. Annals of Nuclear Energy , v. 29, p. 2071-2085, 2002.
VELOSO, Marcelo Antonio . Evaluation of numerical methods to solve Maxwell's phase equilibrium equations. In: International Nuclear Atlantic Conference, 2011, Belo Horizonte. Nuclear Energy New Jobs for a Better Life, 2011.
VELOSO, Marcelo Antonio ; VELOSO, Maria Auxiliadora Fortini . Eventos transitórios causados por falhas de bombas. In: IX Congreso Iberoamericano de Ingenería Mecánica, 2009, Las Palmas de Gran Canaria. Libro de Actas del CIBIM9, 2009.
VELOSO, Marcelo Antonio . Thermodynamic properties of water in the critical region. In: International Nuclear Atlantic Conference, 2009, Rio de Janeiro. Innovation in Nuclear Technology for a Sustainabel Future, 2009.
VELOSO, Marcelo Antonio ; MATTOS, João Roberto de . Polar Representation of Centrifugal Pump Homologous Curves. In: The 12th Brazilian Congress of Thermal Engineering and Sciences, 2008, Belo Horizonte. Proceedings of ENCIT 2008, 2008.
VELOSO, Marcelo Antonio ; FORTINI, M. A. ; Dias, Marcio Soares . ACQUA97 - A Fortran Subroutine to Evaluate the IAPWS-IF97 Equations of State for Water and Steam. In: International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2007, 2007, Santos. Nuclear Energy and Energetic Challenges fo 21st Century. Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2007.
VELOSO, Marcelo Antonio ; FORTINI, M. A. ; MARZANA, Santiago Edgar . Ecuationes Explicitas para el Coeficiente de Rozamiento en Canales Rugosos. In: 8o. Congreso Iberoamericano de IngenIeria Mecánica, 2007, Cusco. CIBIM8. Lima: Pontificia Universidad Católica del Peru, 2007.
VELOSO, Marcelo Antonio ; MATTOS, João Roberto de ; DALLE, Hugo Moura . Subchannel Formulation Applied to TRIGA core Thermal-Hydraulic Analysis. In: 3rd. World TRIGA Users Conference, 2006, Belo Horizonte, 2006.
VELOSO, Maria Auxiliadora Fortini ; VELOSO, Marcelo Antonio ; TÓFANI, Paulo de Carvalho . Thermal-Hydraulic Analysis of the IPR-R1 TRIGA Reactor Cores. In: 3rd. World TRIGA Users Conference, 2006, Belo Horizonte, 2006.
DALLE, Hugo Moura ; VELOSO, Marcelo Antonio . Monte Carlo Simulation of TRIGA IPR-R1: Reactivity Worth, Burnup, Flux and Power. In: 3rd. World TRIGA Users Conference, 2006, Belo Horizonte, 2006.
VELOSO, Marcelo Antonio ; ZEMP, Roger J . Simulação de Eventos Termo-hidráulicos Transitórios em Múltiplos Circuitos. In: International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2005, 2005, Santos, São Paulo. 2005 INAC. Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2005.
VELOSO, Marcelo Antonio ; FORTINI, M. A. . Análise Termo-Hidráulica do Reator TRIGA-IPR-R1. In: International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2002, 2002, Rio de Janeiro. 2002 INAC International Nuclear Atlantic Conference. Rio de Janeiro: Associação Brasileira de Energia Nuclear, 2002. p. 1-6.
VELOSO, Marcelo Antonio . Application of the 1995 CHF table to nuclear fuel elements. In: XI Encontro Nacional de Física de Reatores e Termo-hidráulica, 1997, Poços de Caldas. Anais dor XI Encontro Nacional de Física de Reatores e Termo-hidráulica. Rio de Janeiro: Universidade do Estado do Rio de Janeiro, 1997.
VELOSO, Marcelo Antonio . Thermodynamic properties of Water and their main first partial derivatives. In: VI Congresso Latinoamericano de Transferência de Calor, 1996, Florianópolis. Anais do VI Congresso Latinoamericano de Transferência de Calor. Florianópolis: Universidade Federal de Santa Catarina, 1996.
VELOSO, Marcelo Antonio . Determinação de propriedades termodinâmicas e de transporte da água. In: XIII Congresso Brasileiro e II Congresso Ibero Americano de Engenharia Mecância, 1995, Belo Horizonte. Anais do XIII Congresso Brasileiro e II Congresso Ibero Americano de Engenharia Mecância. Belo Horizonte: Universidade Federal de Minas Gerais, 1995. p. 302-306.
VELOSO, Marcelo Antonio . Determination of spacer loss and turbulent mixing coefficients for Angra-1 reload fuel assemblies. In: IX Encontro Nacional de Física de Reatores e Termo-hidráulica, 1993, Caxambu. Anais do IX Encontro Nacional de Física de Reatores e Termo-hidráulica. Belo Horizonte: Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear, 1993. p. 302-306.
VELOSO, Marcelo Antonio ; SIRIMARCO, L. F. . TE/TH-2. Resultados do grupo CDTN. In: VIII Encontro Nacional de Física de Reatores e Termo-hidráulica, 1991, Atibaia, SP. Tema especial de temo-hidráulica do VIII Encontro Nacional de Física de Reatores e Termo-hidráulica. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, 1991.
VELOSO, Marcelo Antonio . Analysis of Critical Heat Flux tests for Angra-1 reload fuel assemblies. In: VIII Encontro Nacional de Física de Reatores e Termo-hidráulica, 1991, Atibaia. Anais do VIII Encontro Nacional de Física de Reatores e Termo-hidráulica. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, 1991. p. 461-464.
VELOSO, Marcelo Antonio . Análise de testes termo-hidráulicos em feixe 3x3 realizados em AB Atormenergi. In: VII Encontro Nacional de Física de Reatores e Termo-hidráulica, 1989, Recife. Anais do VII Encontro Nacional de Física de Reatores e Termo-hidráulica. Recife: Universidade Federal de Pernambuco, 1989. v. 2. p. 339-350.
VELOSO, Marcelo Antonio . Pantera-1P: Programa para análise termo-hidráulica do Núcleo de Reatores a Água. In: III Encontro Nacional de Física de Reatores e Termo-hidráulica, 1982, Itaipava. Anais do III Encontro Nacional de Física de Reatores e Termp-hidráulica. Rio de Janeiro: Comissão Nacional de Energia Nuclear, 1982.

Outras produções

VELOSO, Marcelo Antonio ; ANDRADE, E. P. . Sistema SAV-79/CDTN de Códigos Neutrônicos. 2013.

VELOSO, Marcelo Antonio . PANTERA-2: Programa para análise termo-hidráulica de reatores a água. 2003.

VELOSO, Marcelo Antonio . Program ACQUA: Propriedades temofísicas da água. 1992.

VELOSO, Marcelo Antonio . STEHCI-V1.3 Simulação termo-hidráulica de cápsula de irradiação. 1992.

VELOSO, Marcelo Antonio ; MISTELBERGER, K. . COBRA-3CP: An improved version of COBRA IIIC/MIT-2. 1986.

VELOSO, Marcelo Antonio . PANTERA-1P: Programa para análise termo-hidráulica de reatores a água. 1985.

VELOSO, Marcelo Antonio . PANTERA-1: Programa para análise termo-hidráulica do núcleo de reatores a água. 1980.

VELOSO, Marcelo Antonio . Equações explícitas para o coeficiente de atrito em canais rugosos. 2008.

VELOSO, Marcelo Antonio ; MATTOS, João Roberto de . Representação polar de curvas homólogas de bombas centrífugas. 2008.

NEIVA, Bruno Cordeiro ; AZEVEDO, Carlos Goulart de ; PALMIERI, Élcio Tadeu ; ARONE, Ivan Dionysio ; VELOSO, Marcelo Antonio . Metodologia INPRO para Avaliação da Segurança de Reatores Nucleares. 2006.

AZEVEDO, Carlos Goulart de ; PALMIERI, Élcio Tadeu ; ARONE, Ivan Dionysio ; VELOSO, Marcelo Antonio ; NEIVA, Bruno Cordeiro . Descrição do Reator IRIS. 2006.

VELOSO, Marcelo Antonio . Avaliação Termo-Hidráulica do Reator TRIGA IPR-R1 a 250 kW. 2005.

VELOSO, Marcelo Antonio . Código DIWAN para Microcomputadores. 2005.

VELOSO, Marcelo Antonio . Código FASER 3.3 para IBM-PC. 2004.

VELOSO, Marcelo Antonio . Notas sobre a mecânica dos meios contínuos. 2001.

VELOSO, Marcelo Antonio . Análise Termo-hidráulica do Reator TRIGA IPR-R1 a 250 kW. 1999.

VELOSO, Marcelo Antonio . Implantação do código DIWAN em microcomputador. 1995.

VELOSO, Marcelo Antonio . Propriedades termodinâmicas da água e suas principais derivadas parciais. 1994.

VELOSO, Marcelo Antonio . Análise termo-hidráulica da cápsula CAFE Mod. 1. 1993.

VELOSO, Marcelo Antonio . Dimensionamento termo-hidráulico da cápsula CAFE. 1992.

VELOSO, Marcelo Antonio . Dimensionamento termo-hidráulico dos canais de refrigeração secundária da cápsula CAFE. 1992.

VELOSO, Marcelo Antonio ; NEIVA, Bruno Cordeiro ; SIRIMARCO, L. F. . Análise do evento de falha de bombas para Angra-2. 1990.

VELOSO, Marcelo Antonio ; ATHAYDE, P. A. . Analysis of the rod drop accident for Angra-1. 1989.

VELOSO, Marcelo Antonio . Analysis of the DTS35 experiments. 1989.

VELOSO, Marcelo Antonio ; ATAYDE, P. A. ; SAKAI, M. . Rod drop accident analysis for Angra-1. 1989.

VELOSO, Marcelo Antonio ; SAKAI, M. . Testes de perda de carga em grades espaçadoras de Angra-1. 1988.

VELOSO, Marcelo Antonio ; PEDRON, M. Q. ; SAKAI, M. ; SÉLLOS, R. . Analysis of the KUBE 10 experimental tests (TS10). 1988.

VELOSO, Marcelo Antonio . Evaluation of pressure drop and turbulent mixing coefficients for KWU test section no. 3. 1986.

VELOSO, Marcelo Antonio . Input description of Pantera-1P. 1986.

VELOSO, Marcelo Antonio ; MISTELBERGER, K. . COBRA-3CP: An improved version of the COBRA IIIC/MIT-2. 1986.

VELOSO, Marcelo Antonio . Ajuste de funções. 1985.

VELOSO, Marcelo Antonio . PANTERA-1P: Programa para análise termo-hidráulica de reatores a água. 1985.

VELOSO, Marcelo Antonio . Avaliação dos experimentos nas seções de teste TS1 e TS2. 1985.

VELOSO, Marcelo Antonio . Avaliação dos testes termo-hidráulicos em feixe 3x3 realizados em AB Atomenergi. 1984.

VELOSO, Marcelo Antonio . Rotina Fortran para o cálculo das propriedades termodinâmicas e de transporte da água. 1983.

VELOSO, Marcelo Antonio ; PEDRON, M. Q. . Análise dos testes termo-hidráulicos do elemento combustível para recarga de Angra-1 (KUBE 10). 1982.

VELOSO, Marcelo Antonio ; PEDRON, M. Q. . Análise dos testes termo-hidráulicos do elemento combustível de recarga de Angra-1 (KUBE 9). 1981.

VELOSO, Marcelo Antonio . Análise dos testes termo-hidráulicos do elemento combustível para recarga de Angra-1 (KUBE 8). 1981.

VELOSO, Marcelo Antonio . Condições termo-hidráulicas no canal quente de um reator de 1300 MWe da KWU. 1981.

VELOSO, Marcelo Antonio . PANTERA-1: Programa para análise termo-hidráulica do núcleo de reatores a água. 1980.

VELOSO, Marcelo Antonio . Comparação entre as versões COBRA-III e COBRA-IIIC. 1976.

VELOSO, Marcelo Antonio . Processamento de um feixe 7x7 com o código COBRA-III. 1975.

VELOSO, Marcelo Antonio . Processamento de um feixe de 19 varetas com o código COBRA-III. 1975.

VELOSO, Marcelo Antonio . Estudo das opções de distribuição de vazão e efeitos dos coeficientes de resistência transversal e mistura turbulenta no COBRA-III. 1975.

VELOSO, Marcelo Antonio . Análise de dois subcanais adjacentes com o código COBRA-III. 1975.

Histórico profissional

Endereço profissional

Comissão Nacional de Energia Nuclear, Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear, Supervisão de Reatores. , Av. Presidente Antônio Carlos, 6627, Cidade Universitária, 31270-901 - Belo Horizonte, MG - Brasil - Caixa-postal: 941, Telefone: (31) 30693153, Fax: (31) 30693411, URL da Homepage:

Experiência profissional

1985 - 1986

Kraftwerk Union Ag

Vínculo: Colaborador, Enquadramento Funcional: Missão Técnica, Carga horária: 40, Regime: Dedicação exclusiva.

Outras informações:
Missão técnica na área de termo-hidráulica de reatores a água pressurizada

Atividades

11/1985 - 11/1986
Estágios , Thermohydrauliche Abteilung, .,Estágio realizado, Termo-hidráulica de Reatores.

1975 - Atual

Comissão Nacional de Energia Nuclear

Vínculo: Servidor público ou celetista, Enquadramento Funcional: Pesquisador Titular, Carga horária: 40, Regime: Dedicação exclusiva.

Atividades

01/1975
Pesquisa e desenvolvimento , Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear, Supervisão de Reatores.,Linhas de pesquisa