Edison Pereira de Andrade

Possui graduação em Engenharia Química pela Universidade Federal de Minas Gerais (1967) e mestrado em Engenharia Nuclear - Programa de Engenharia Nuclear (1970). Atualmente é pesquisador voluntário do Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN/CNEN). Tem experiência na área de Engenharia Nuclear (Projeto Neutrônico de Reatores PWRs e Cálculo de Recargas para Reatores PWRs), na Análise de Criticalidade de Instalações Nucleares (Fábrica de Elementos Combustíveis -1 e 2 - da Indústrias Nucleares do Brasil S/A - INB) e no Projeto Neutrônico de Cápsula de Irradiação de Combustível (CAFE- Mod1 feita para o CTMSP).

Informações coletadas do Lattes em 23/09/2025

Acadêmico

Formação acadêmica

Mestrado em Engenharia Nuclear

1968 - 1970

Programa de Engenharia Nuclear
Título: Calculo do Fator de Utilizacao Termica para uma Celula Constituida de um Numero Qualquer de Meios Concentricos,Ano de Obtenção: 1970
Orientador: Dr. Ricardo Brandt Pinheiro
Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Nuclear / Subárea: Tecnologia dos Reatores / Especialidade: Núcleo do Reator.

Graduação em Engenharia Química

1963 - 1967

Universidade Federal de Minas Gerais

Formação complementar

1974 - 1974

Projeto do Nucleo e de Recargas de PWRs. , Kraftwerk Union.

1970 - 1970

Reactor Physics. , Instituto de Pesquisas Radioativas.

1970 - 1970

Planning of Nuclear Power Reactor Programs. , Instituto de Pesquisas Radioativas.

1970 - 1970

Technology of Fuel Elements. , Instituto de Pesquisas Radioativas.

Idiomas

Bandeira representando o idioma Inglês

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

Bandeira representando o idioma Espanhol

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

Bandeira representando o idioma Alemão

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

Áreas de atuação

Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Nuclear / Subárea: Tecnologia dos Reatores/Especialidade: Núcleo do Reator.

Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Nuclear / Subárea: Tecnologia dos Reatores/Especialidade: Análise de Criticalidade.

Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Nuclear / Subárea: Participação nos cálculos neutrônicos da subcrítica CAPITU.

Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Nuclear / Subárea: Tecnologia dos Reatores/Especialidade: Capacitação no Procedimento de Cálculo da Evolução do Combustível no Sistema LV9.

Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Nuclear / Subárea: Tecnologia dos Reatores/Especialidade: Cálculo de aquecimento gama na cápsula CAFE mod1.

Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Nuclear / Subárea: Tecnologia dos Reatores/Especialidade: Projeto de Recargas para Reatores PWRs.

Participação em eventos

4º CGEN: Congresso Geral de Energia Nuclear. Avaliação da Substituição dos Tubos Guia de Aço Inox por Zircaloy nos Elementos Combustíveis do Primeiro Núcleo de ANGRA-2. 1992. (Congresso).

VIII ENFIR: Encontro em Física de Reatores. 1991. (Encontro).

Produções bibliográficas

  • SCHLOSSER, G. ; ANDRADE, E. P. ; CARNEIRO, F. A. N. . Brasilian-German Investigations of Th-Utilization in KWU-Type PWRs-Results of Nuclear Core Design. IEA Energy Technology R&D , v. 3, p. 135-146, 1985.

  • PORSCH, D. ; ANDRADE, E. P. ; SCHLOSSER, G. . Deutsch-Brasilianische Studie zur nuklearen Auslegung von DWR mit Th-Brennstoff. Jahrestagung Kerntechnik , v. 01, p. 27-30, 1985.

Outras produções

CARNEIRO, F. A. N. ; TEIXEIRA, M. C. C. ; ANDRADE, E. P. . Cálculos benchmark realizados no cdtn com o sistema scale 4.4a referentes a reticulados de varetas combustíveis de uo2 moderadas a água.. 2003.

CARNEIRO, F. A. N. ; TEIXEIRA, M. C. C. ; ANDRADE, E. P. . Análise de criticalidade referente aos elementos combustíveis de angra-2 com 3,8 w/0 de enriquecimento.. 2003.

ANDRADE, E. P. ; TEIXEIRA, M. C. C. . Memorial de cálculo do calor residual da cápsula CAFE MOD1 A\após a interrupção da irradiação. 1999.

ANDRADE, E. P. ; TEIXEIRA, M. C. C. . Introdução da cadeia do Tório no Programa CAFE V1.0. 1998.

ANDRADE, E. P. ; TEIXEIRA, M. C. C. . Utilização e influência dos SPND S. 1998.

ANDRADE, E. P. ; TEIXEIRA, M. C. C. . Memorial de cálculo dos parâmetros neutrônicos de modelagem da cápsula CAFE MOD1 pelo programa computacional CAFE V1.0. 1998.

CARNEIRO, F. A. N. ; TEIXEIRA, M. C. C. ; ANDRADE, E. P. . Análise de Criticalidade das Fábricas de Pó e de Pastilhas da Indústrias Nucleares do Brasil S.A 1997.. 1997.

ANDRADE, E. P. ; TEIXEIRA, M. C. C. . Distribuição axial de potência nas varetas segmentadas em função da posição de irradiação, do enriquecimento e da inserção das barras de controle. 1997.

CARNEIRO, F. A. N. ; TEIXEIRA, M. C. C. ; ANDRADE, E. P. . Análise de Criticalidade do Depósito de Caixas de Pastilhas de UO2 da FEC-II.. 1997.

ANDRADE, E. P. ; TEIXEIRA, M. C. C. . Memorial de cálculo de aquecimento gama na cápsula CAFE-MOD1. 1996.

ANDRADE, E. P. ; TEIXEIRA, M. C. C. . Memorial de cálculo da influência da cápsula de irradiação cafe-MOD1 na reatividade do Reator IEA-R1. 1996.

ANDRADE, E. P. ; TEIXEIRA, M. C. C. . Memorial de cálculo da redução da potência linear nas extremidades das varetas combustíveis da cápsula de irradiação CAFE -MOD1. 1996.

ANDRADE, E. P. ; TEIXEIRA, M. C. C. . Atividades resultantes da irradiação de varetas combustíveis teste tipo INAP. 1995.

ANDRADE, E. P. ; Determinação do Elemento Combustível mais Quente no Núcleo de ANGRA-2 e Cálculo de sua Distribuição de Potência Pino-a-Pino ao Longo do Primeiro Ciclo.. 1990.

CARNEIRO, F. A. N. ; TEIXEIRA, M. C. C. ; ANDRADE, E. P. . Análise de Criticalidade do Depósito de Pó de UO2 da Fábrica de Elementos Combustíveis da INB. 1966.

CARNEIRO, F. A. N. ; TEIXEIRA, M. C. C. ; ANDRADE, E. P. . Análise de Criticalidade do Pátio de Estocagem de Cilindros de UF6 da Fábrica de Elementos Combustíveis da INB em Resende. Setembro de l996.. 1966.

ANDRADE, E. P. ; TEIXEIRA, M. C. C. . Memorial de cálculo da ativação neutrônica da cápsula de irradiação CAFE -MOD1. 1955.

Histórico profissional

Endereço profissional

  • Comissão Nacional de Energia Nuclear, Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear. , Avenida Pres. Antonio Carlos, 6627, Pampulha, 31270-901 - Belo Horizonte, MG - Brasil - Caixa-postal: 941, Telefone: (31) 30693125, Fax: (31) 30693411

Experiência profissional

1970 - 1971

Escola de Engenharia Kenedy

Vínculo: Celetista formal, Enquadramento Funcional: Professor, Carga horária: 20

1970 - 1970

Universidade Federal de Minas Gerais

Vínculo: Colaborador, Enquadramento Funcional: PROFESSOR MÉTODOS MATEMÁTICOS, Carga horária: 4

2009 - Atual

Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear

Vínculo: Pesquisador Voluntário, Enquadramento Funcional: Pesquisador Voluntário, Carga horária: 20

1969 - 1994

Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear

Vínculo: Servidor Público, Enquadramento Funcional: Pesquisador, Carga horária: 40, Regime: Dedicação exclusiva.