Aquilino Senra Martinez

Possui Doutorado em Ciências da Engenharia Nuclear pela Universidade Federal do Rio de Janeiro (1983). É Professor Titular da Universidade Federal do Rio de Janeiro (UFRJ) desde 1994, lotado no Programa de Engenharia Nuclear da COPPE/UFRJ. Tem experiência na área de Engenharia Nuclear, com ênfase em Física de Reatores.Foi Pesquisador Visitante da Carnegie-Mellon University - Pittsburgh/EUA; Membro dos Comitês Assessores do CNPQ e da CAPES; Editor da Revista Brasileira de Engenharia Nuclear; Membro da Comissão Consultiva de Radioproteção e Segurança Nuclear do Conselho Superior de Política Nuclear da Presidência da República; Membro do Comitê Assessor das Engenharias da FAPERJ; Presidente do Conselho Deliberativo da COPPE/UFRJ; Membro do Conselho Superior da FAPERJ; Diretor da COPPE/UFRJ; Presidente das Indústrias Nucleares do Brasil (INB); Membro do Conselho Nacional de Ciência e Tecnologia da Presidência da República e Diretor de Tecnologia da FAPERJ. Foi agraciado com a Ordem Nacional do Mérito Científico.

Informações coletadas do Lattes em 12/08/2025

Acadêmico

Formação acadêmica

Doutorado em Engenharia Nuclear

1979 - 1983

Universidade Federal do Rio de Janeiro
Título: O Método da Seção de Choque Background Para o Cálculo do Espectro de Nêutrons Epitérmicos
Orientador: Yung An Chao

Mestrado em Engenharia Nuclear

1975 - 1977

Universidade Federal do Rio de Janeiro
Título: O Efeito da Anisotropia da Seção de Choque de Espalhamento na Moderação de Nêutrons, Ano de Obtenção: 1977
Orientador: Luiz Pinguelli Rosa

Graduação em Física

1971 - 1974

Universidade do Estado do Rio de Janeiro

Idiomas

Inglês

Fala Bem, Lê Bem, Escreve Bem.

Espanhol

Fala Bem, Lê Bem, Escreve Razoavelmente.

Português

Fala Bem, Lê Bem, Escreve Bem.

Áreas de atuação

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

Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Nuclear.

Organização de eventos

MARTINEZ, A. S. ; THOME, Z. D. . Encontro Nacional de Física de Reatores. 1979. (Congresso).

Orientou

Yan Ulrick Mendes Ferreira

Aperfeiçoamento do método de amostragem no processo de enriquecimento isotópico de urânio; Início: 2021; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro; (Orientador);

Alefe Ribeiro Lima

Reconstrução da distribuição da densidade de potência radial em reatores de potência a partir do sistema de detecção nuclear interno; Início: 2021; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior; (Orientador);

José Rafael Nicolao Carneiro

Monitoração da potência reativa para aumento da queima do combustível nuclear; Início: 2021; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior; (Orientador);

João Domingos Talon

Reconstrução da potência nuclear usando conceitos de IA e instrumentação nuclear interna; Início: 2020; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro; (Orientador);

Viviane de Lima Noronha

Método da queda da barra de controle modificado; Início: 2019; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; (Orientador);

André Luiz Pereira Rebello Júnior

Efeitos neutrônicos do duplo resfriamento em elementos combustíveis com varetas anulares; 2020; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Marcus Vinicius Santos da Silva

Generalização da Aproximação Prompt Jump para Solução das Equações da Cinética Pontual a um Grupo de Precursores; 2019; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Felipe Costa de Paiva

Análise das Aproximações de Bethe-Placzek na Função de Alargamento Doppler; 2013; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Maurício Penetra da Roza

Solução da Equação de Difusão de Nêutrons pelo Método de Diferenças Finitas de Malha Grossa Analítico; 2013; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Rafael Luiz Maciel da Rocha

Método Nodal Semi-Analítico para Solução das Equações Integradas Transversalmente; 2012; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Samuel Queiroz Pelegrineli

Solução da Equação de Difusão Integrada Transversalmente no Método Nodal; 2012; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Fernando Augusto Assunção Neto

Solução Numérica das Equações da Cinética Pontual para Reatores Nucleares Subcríticos pelo Método de Adomian; 2011; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Fabiano de Souza Prata

Solução das Equações de Depleção Isotópica Usando o Método da Decomposição e Soluções Analíticas; 2011; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Wanderson de Freitas Pereira Neto

Novo Procedimento para a Pesquisa de Criticalidade Usando Métodos Nodais de Malha Grossa; 2011; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Daniel Scal

Método Alternativo Para Cálculo da Reatividade Sem o Uso da Condição de Criticalidade Antes da Partida do Reator; 2010; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Paulo Igor de Oliveira Pessoa

Método Analítico de Reconstrução Pino a Pino da Distribuição de Densidade de Potência Nuclear; 2010; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Adriano Jorge Figueira

Potência Nuclear Aproximada para o Caso de Reatividade Linear e Métodos Alternativos de Solução da Equação da Cinética Pontual Inversa; 2009; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Eduardo Folco Capossoli

Análise Sistemática da Equação da Difusão de Nêutrons Utilizando a Teoria de Um Grupo Modificado de Energia; 2009; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Cassiano de Souza Guimarães

Utilização do Método de Diferenças Finitas de Malha Grossa Analítico para Solução da Equação da Difusão de Nêutrons; 2008; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Adilson Costa da Silva

Monitoração da Subcriticalidade em Retores Nucleares com Fontes Externas de Nêutrons; 2007; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Cristiano da Silva

A Cinética de Sistemas Subcríticos; 2007; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Alessandro da Cruz Gonçalves

Monitoração da Reatividade Através do Histórico de Potência; 2006; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Augusto Cézar Loçana Menezes

Um Procedimento para Cálculo de Homogeneização de Elementos Combustíveis em Reatores PWR; 2006; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Anderson Lupo Nunes

Aperfeiçoamento do Método de Confinamento da Rigidez para Solução das Equações da Cinética Pontual; 2006; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Flamarion da Silva Santos

Análise das Limitações da Separabilidade Espaço-Tempo na Cinética de Reatores; 2006; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Fernando Simões Freire

Determinação da Barra de Controle Mais Reativa Usando o Método de Pseudo-Harmônicos; 2005; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Fundação Carlos Chagas Filho de Amparo à Pesquisa do Estado do RJ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Renata Wolter dos Reis Nery

Melhorias no Processamento de Rejeitos Liquidos Radioativos de Usinas Nucleares PWR; 2005; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Hélio Ricardo Velloso de Oliveira

Impactos da Operação Reativa do Turbogerador na Queima do Combústivel e na Segurança da Usina Nuclear; 2002; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Janine Gandolpho da Rocha

Estudo da Otimização da Eficiência de Reator PWR em Função das Extrações de Vapor na Turbina; 2002; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Luciano Martins Sadde

Determinação da Resposta nos Detetores Externos de Um Reator PWR para Diferentes Configurações de Queda de Barra de Controle; 2000; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Carlomam Martins do Amaral

A Largura Prática Dependente da Temperatura em Função das Aproximações de Padé; 1999; 0 f; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Luiz Carlos Suster

Cálculo do Espectro Adjunto de Nêutrons em Células Heterogêneas de Combustível; 1998; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Valmir Pereira

Sistema para Determinação da Multiplicação Subcrítica; 1997; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Carlos Eduardo Santos Cardoso

Cálculo do Espectro de Nêutrons para a Determinação das Constantes de Multigrupo; 1996; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Paulo Lobo da Nobrega

Desenvolvimento de um Algoritmo para Solução das Equações da Cinética Pontual; 1995; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Antônio Carlos Mol

Tratamento das Flutuações das Taxas de Partida na Monitoração das Funções Críticas de Segurança; 1995; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

José Humberto Zani

Um Código em Elementos Finitos com Formulações Petrov-Galerkin para Solução das Equações de Cinética Espacial; 1995; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Claudio Marcio Nascimento Pereira

A Influência da Reatividade Devida as Barras de Controle e ao Defeito de Potência na Otimização do Processo de Boração; 1994; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

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Cálculo da Correção Dancoff para Reticulados Quadrados; 1992; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Barbara Oliveira dos Santos

Desenvolvimento de uma Metodologia para Validação de Grupos de Medidas Redundantes; 1991; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Coorientador: Aquilino Senra Martinez;

Mário Augusto Mandarano Monteiro

A Inclusão do Efeito de Sombreamento no Cálculo das Taxas de Reação; 1990; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Cláubia Pereira Bezerra Lima

A Correção de Dancoff para Varetas de Combustível com Três Regiões; 1988; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Tarcísio Passos Ribeiro de Campos

Nova Metodologia para Cálculo Análitico de Integrais de Ressonância em Meios Heterogêneos; 1986; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Cláudia Gonçalves de Magalhães

Aproximação Analítica para a Integral de Ressonância Estreita; 1985; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

José Carlos Guedes Fonseca

Desenvolvimento de um Simulador Nuclear Compacto; 1985; Dissertação (Mestrado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Coorientador: Aquilino Senra Martinez;

Alexandre José Miranda Antunes

Solução semi-analítica para a função de alargamento Doppler usando a distribuição de Tsallis; 2022; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

MARCELO VILELA DA SILVA

Modelo da temperatura efetiva para a função de alargamento Doppler deformada; 2021; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Willian Vieira de Abreu

Solução analítica da função de alargamento Doppler usando a distribuição de Kaniadakis; 2020; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Adino Américo Heimlich Almeida

Solução das Equações de Depleção Isotópica do Combustível Nuclear por Computação de Alto Desempenho; 2016; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Fabiano de Souza Prata

Metodologia para a Solução Analítica das Equações de Depleção Isotópica; 2016; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Anderson Lupo Nunes

A Influência da Aproximação Referente à Derivada da Corrente de Nêutrons nas Equações da Cinética Pontual; 2015; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Paulo Igor de Oliveira Pessoa

Métodos para reconstrução da distribuição da densidade de potência nuclear; 2014; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Wemerson de Carvalho Gonçalves

Equações da Cinética Pontual Para Sistemas Subcríticos Baseados na Função Importância Associada à Fonte Externa de Nêutrons; 2014; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

João Cláudio Batista Fiel

Parametrização de Seções de Choque Macroscópicas para Reatores PWR; 2013; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Maurício Quelhas Antolin

Simulação de Um Reator Subcrítico Tipo ADS Via Monte Carlo para Validação de Método de Cálculo da Reatividade; 2013; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Cristiano da Silva

Uma Nova Função Importância para Análise de Sistemas Subcríticos; 2012; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Adilson Costa da Silva

Simulação da Multiplicação Subcrítica de Nêutrons Através da Solução da Equação Híbrida da Difusão com Fontes Externas de Nêutrons; 2011; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Alessandro da Cruz Gonçalves

Cálculo da Função de Alargamento Doppler Utilizando Análise de Fourier; 2010; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Fernado Simões Freire

Aperfeiçoamento do Modelo de Um Grupo Modificado para Aplicação na Recarga do Núcleo; 2009; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Daniel Suescún Diaz

Métodos para Cálculo da Reatividade Usando as Derivadas da Potência Nuclear e o Filtro FIR; 2007; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Daniel Palma

Uma Aproximação Analítica para a Função de Alargamento Doppler Usando o Método de Frobenius; 2007; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Nelbia da Silva Lapa

Otimização da Eficiência Térmica de uma Usina Nuclear do Tipo PWR; 2005; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Paulo Conti Filho

Reconstrução da Distribuição de Potência Nuclear no Elemento Combustível; 2005; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Rubens Souza dos Santos

Caracterização do Evento de Queda de Barras de Controle Através das Temperaturas na Posição dos Termopares no Núcleo de Reatores PWR; 2004; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Valmir Pereira

Influência da Fonte Externa de Nêutrons na Determinação da Criticalidade Através da Curva 1/M; 2003; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Roberto Pinheiro Domingos

Modelos Neuronebulosos Evolucionários Aplicados ao Controle de Processos Nucleares; 2003; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior; Coorientador: Aquilino Senra Martinez;

Luis Carlos Suster

Aproximações para o Espectro de Nêutrons em Meios Heterogêneos; 2003; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Antônio Carlos de Abreu Mol

Um Sistema de Identificação de Transientes com Inclusão de Ruídos e Indicação de Eventos Desconhecidos; 2002; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Carlos Eduardo Santos Cardoso

Equações P1 Adjuntas para Determinação das Constantes de Macrogrupo; 2001; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Mohamed A

Bashir Asbbutta; Determinação dos Fatores de Desvantagens Epitérmicos em Células de Combustível; 1999; 0 f; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Claudio M

N; Pereira; Algoritimo Genético para Otimização de Projetos de Reatores Nucleares; 1999; 0 f; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Coorientador: Aquilino Senra Martinez;

Marco Antonio Bayout Alvarenga

Diagnóstico do Desligamento de um Reator Nuclear Através de Técnicas Avançadas de Inteligência Artificial; 1997; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Gilberto Gomes de Andrade

A Energia Nuclear no Contexto Energético Brasileiro: Alternativas de Reatores e Ciclos do Combustível; 1996; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

João Silveira Cabral

O Efeito da Região de Revestimento no Cálculo da Correção de Dancoff; 1995; Tese (Doutorado em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Thiago Juncal de Souza

2018; Universidade Federal do Rio de Janeiro, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Aquilino Senra Martinez;

Wemerson de Carvalho Gonçalves

2018; Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Aquilino Senra Martinez;

Alessandro da Cruz Gonçalves

2011; Universidade Federal do Rio de Janeiro, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Aquilino Senra Martinez;

Zelmo Rodrigues de Lima

2010; Universidade Federal do Rio de Janeiro, Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior; Aquilino Senra Martinez;

Adilson Costa da Silva

2010; Universidade Federal do Rio de Janeiro, Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico; Aquilino Senra Martinez;

Daniel Artur Pinheiro Palma

2009; Universidade Federal do Rio de Janeiro, ; Aquilino Senra Martinez;

Daniel Suescún Diaz

2008; Universidade Federal do Rio de Janeiro, Fundação Carlos Chagas Filho de Amparo à Pesquisa do Estado do RJ; Aquilino Senra Martinez;

Rafael Cordilha Komatsu

Produção de Hidrogênio via nuclear com reatores de alta temperatura; 2018; Trabalho de Conclusão de Curso; (Graduação em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

André Luiz Pereira Rebello Júnior

Estudo paramétrico e otimizacional de alvos de espalhamento para o reator MYRRHA utilizando simulações em MCNPX e redes neurais; 2016; Trabalho de Conclusão de Curso; (Graduação em Engenharia Nuclear) - Universidade Federal do Rio de Janeiro; Orientador: Aquilino Senra Martinez;

Produções bibliográficas

MONTEIRO, VINICIUS M. ; CALEBE RIBEIRO LIMA, ÁLEFE ; MARTINEZ, AQUILINO S. ; GONÇALVES, ALESSANDRO C. . A differential equation for inverse point kinetics. NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN , v. 421, p. 113094, 2024.
TALON, JOÃO D. ; MARTINEZ, AQUILINO S. ; GONÇALVES, ALESSANDRO C. . Continuous mapping of nuclear reactor core power using artificial neural network even in the presence of inactive detectors. Nuclear Engineering and Technology , v. 1, p. 4983-4996, 2024.
MARTINEZ, AQUILINO SENRA ; DE ABREU, WILLIAN VIEIRA . The Scientific Contribution of the Kaniadakis Entropy to Nuclear Reactor Physics: A Brief Review. Entropy , v. 25, p. 478, 2023.
LUIZ PEREIRA REBELLO JÚNIOR, ANDRÉ ; HURIA, HARISH C. ; SENRA MARTINEZ, AQUILINO ; DA CRUZ GONÇALVES, ALESSANDRO . Annular fuel neutronic analysis. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , v. 188, p. 109824, 2023.
NORONHA, VIVIANE L. ; MARTINEZ, AQUILINO S. ; GONÇALVES, ALESSANDRO C. . Non-linear differential equation for reactivity monitoring. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , v. 192, p. 109960, 2023.
DA SILVA, ADILSON C. ; MARTINEZ, AQUILINO S. ; LIMA, MARCO ANTONIO C. ; GONÇALVES, ALESSANDRO C. . Simplified model for nuclear reactor core loading pattern optimization. NUCLEAR ENGINEERING AND DESIGN , v. 414, p. 112622, 2023.
SALAS, L.L. ; SILVA, F.C. ; MARTINEZ, A.S. . A new point kinetics model for ADS-type reactor using the importance function associated to the fission rate as weight function. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , v. 190, p. 109869, 2023.
ANTUNES, ALEXANDRE J.M. ; GONÇALVES, ALESSANDRO C. ; MARTINEZ, AQUILINO S. . Analytical solution for the Doppler Broadening Function using the Tsallis distribution. PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY , v. 144, p. 104071, 2022.
DE ABREU, WILLIAN VIEIRA ; MACIEL, JOÃO MÁRCIO ; MARTINEZ, AQUILINO SENRA ; GONÇALVES, ALESSANDRO DA CRUZ ; SCHMIDT, LUCAS . Doppler Broadening of Neutron Cross-Sections Using Kaniadakis Entropy. Entropy , v. 24, p. 1437, 2022.
ADILSON COSTA DA SILVA ; MARTINEZ, AQUILINO ; DINIZ, RODRIGO ; GONÇALVES, ALESSANDRO . Analytical solution of the multigroup neutron diffusion equation coupled with an iterative method. BRAZILIAN JOURNAL OF RADIATION SCIENCES , v. 10, p. 101-110, 2022.
DE ABREU, WILLIAN V. ; MARTINEZ, AQUILINO S. ; DO CARMO, EDUARDO D. ; GONÇALVES, ALESSANDRO C. . A novel analytical solution of the deformed Doppler broadening function using the Kaniadakis distribution and the comparison of computational efficiencies with the numerical solution. Nuclear Engineering and Technology , v. 54, p. 1471-1481, 2022.
SILVA, MARCELO V. DA ; MARTINEZ, AQUILINO S. ; GONÇALVES, ALESSANDRO C. . Effective medium temperature for calculating the Doppler broadening function using Kaniadakis distribution. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , v. 161, p. 108500, 2021.
DE ABREU, WILLIAN V. ; GONÇALVES, A. C. ; A. S MARTINEZ . New analytical formulations for the Doppler broadening function and interference term based on Kaniadakis distributions. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , v. 135, p. 106960, 2020.
SOUZA, THIAGO JUNCAL ; MEDEIROS, JOSÉ A.C. CANEDO ; GONÇALVES, ALESSANDRO CRUZ ; MARTINEZ, AQUILINO SENRA . A method to identify an accidental control rod drop with inverse distance weighted interpolation. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , v. 145, p. 107462, 2020.
DE ABREU, WILLIAN V. ; GONÇALVES, ALESSANDRO C. ; MARTINEZ, AQUILINO S. . Analytical solution for the Doppler broadening function using the Kaniadakis distribution. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , v. 126, p. 262-268, 2019.
HEIMLICH, A. ; SILVA, F.C. ; MARTINEZ, A.S. . Fast and accurate GPU PWR depletion calculation. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , v. 117, p. 165-174, 2018.
DE CARVALHO GONÇALVES, WEMERSON ; MARTINEZ, AQUILINO SENRA ; DA SILVA, FERNANDO CARVALHO . Inverse kinetics for subcritical systems with external neutron source. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , v. 108, p. 343-350, 2017.
PALMA, DANIEL A.P. ; MARTINEZ, AQUILINO SENRA ; DA SILVA, FERNANDO CARVALHO . The calculation of the reactivity by the telegraph equation. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , v. 110, p. 31-35, 2017.
PALMA, DANIEL A.P. ; GONÇALVES, ALESSANDRO C. ; MARTINEZ, AQUILINO S. ; MESQUITA, AMIR Z. . A new formulation for the Doppler broadening function relaxing the approximations of Beth-Plackzec. Annals of Nuclear Energy , v. 88, p. 68-72, 2016.
HEIMLICH, A. ; SILVA, F.C. ; MARTINEZ, A.S. . Parallel GPU implementation of PWR reactor burnup. Annals of Nuclear Energy , v. 91, p. 135-141, 2016.
PESSOA, PAULO O. ; SILVA, FERNANDO C. ; MARTINEZ, AQUILINO S. . Finite difference applied to the reconstruction method of the nuclear power density distribution. Annals of Nuclear Energy , v. 92, p. 378-390, 2016.
PALMA, DANIEL A.P. ; NUNES, ANDERSON LUPO ; MARTINEZ, AQUILINO SENRA . Effect of the time variation of the neutron current density in the calculation of the reactivity. Annals of Nuclear Energy , v. 96, p. 204-211, 2016.
SILVA, ADILSON C. ; PESSOA, PAULO O. ; SILVA, FERNANDO C. ; MARTINEZ, AQUILINO S. . Two-dimensional analytical solution for nodal calculation of nuclear reactors. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , v. 100, p. 76-81, 2016.
NUNES, ANDERSON LUPO ; MARTINEZ, AQUILINO SENRA ; SILVA, FERNANDO CARVALHO DA ; PALMA, DANIEL ARTUR PINHEIRO . A New Formulation to the Point Kinetics Equations Considering the Time Variation of the Neutron Currents. World Journal of Nuclear Science and Technology , v. 05, p. 57-71, 2015.
PALMA, DANIEL ARTUR PINHEIRO ; MESQUITA, AMIR ZACARIAS ; MARTINEZ, AQUILINO SENRA ; GONÇALVES, ALESSANDRO DA CRUZ . Assessment of thermo-mechanical performance of fuel elements with the use of CNFR and FRAPCON codes. International Journal of Nuclear Energy, Science and Technology (Online) , v. 9, p. 116, 2015.
DE CARVALHO GONÇALVES, WEMERSON ; MARTINEZ, AQUILINO SENRA ; DA SILVA, FERNANDO CARVALHO . Point kinetics equations for subcritical systems based on the importance function associated to an external neutron source. Annals of Nuclear Energy , v. 79, p. 1-8, 2015.
PESSOA, PAULO O. ; SILVA, FERNANDO C. ; MARTINEZ, AQUILINO S. . Methods for reconstruction of the density distribution of nuclear power. Annals of Nuclear Energy , v. 83, p. 76-86, 2015.
FIEL, JOÃO CLÁUDIO BATISTA ; DA SILVA, FERNANDO CARVALHO ; MARTINEZ, AQUILINO SENRA ; LEAL, LUIZ C. . Parameterized representation of macroscopic cross section for PWR reactor. Annals of Nuclear Energy , v. 75, p. 736-741, 2015.
SOUZA, T.J. ; MARTINEZ, A.S. ; MEDEIROS, J.A.C.C. ; PALMA, D.A.P. ; GONÇALVES, A.C. . On-line method to identify control rod drops in Pressurized Water Reactors. Annals of Nuclear Energy , v. 71, p. 293-297, 2014.
ANTOLIN, M.Q. ; MARINHO, F. ; PALMA, D.A.P. ; MARTINEZ, A.S. . Spallation Source Modelling for an ADS Using the MCNPX and GEANT4 Packages for Sensitivity Analysis of Reactivity. NUCLEAR DATA SHEETS , v. 118, p. 510-512, 2014.
PRATA, F. ; SILVA, F. C. ; MARTINEZ, A. S. . Solution of the isotopic depletion equations using decomposition method and analytical solutions. PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY , v. 69, p. 53-58, 2013.
SILVA, A. C. ; SILVA, F. C. ; MARTINEZ, A. S. . Calculation of the power factor using the neutron diffusion hybrid equation. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , v. 51, p. 240-243, 2013.
ANTOLIN, M.Q. ; MARTINEZ, A.S. ; SILVA FERNANDO, F.C. ; PALMA, D.A.P. . Calculation of reactivity in subcritical reactors using the method of partial derivatives. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , v. 60, p. 34-38, 2013.
DA SILVA, ADILSON COSTA ; MARTINEZ, AQUILINO SENRA ; DA SILVA, FERNANDO CARVALHO . Calculation of reactivity and power factors depending on the external source location. PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY , v. 63, p. 22-26, 2013.
SILVA, C. ; MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. . A new formulation for the importance function in the kinetics of subcritical reactors. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , v. 45, p. 68-72, 2012.
LIMA, Z. R. ; MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. ; ALVIM, A. C. M. . Correcting the Cusping Problem in Three-Dimensional Transients through NEM Modification. NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING , v. 170, p. 66-74, 2012.
SILVA, A. C. ; MARTINEZ, A. S. ; GONÇALVES, A. C. . Reconstruction of the Neutron Flux in a Slab Reactor. World Journal of Nuclear Science and Technology , v. 2, p. 181-186, 2012.
REBELLO JUNIOR, A. L. P. ; MARTINEZ, A. S. ; GONÇALVES, A. C. . Analytical Solution of Modified Point Kinetics Equations for Linear Reactivity Variation in Subcritical Nuclear Reactors Adopting an Incomplete Gamma Function Approximation. Natural Science (Online) , v. 4, p. 919-923, 2012.
ALVIM, A. C. M. ; SILVA, F. C. ; MARTINEZ, A. S. . Improved Neutron Leakage Treatment on Nodal Expansion Method for PWR Reactors. World Academy of Science, Engineering and Technology , v. 63, p. 230-233, 2012.
GONÇALVES, A. C. ; PALMA, D.A.P. ; MARTINEZ, A. S. . An approximation for the Doppler broadening function and interference term using Fourier series. WORLD JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY , v. 2, p. 35-38, 2012.
SILVA, A. C. ; MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. . Prediction of the neutrons subcritical multiplication using the diffusion hybrid equation with external neutron sources. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , v. 38, p. 1667-1675, 2011.
PALMA, D. ; GONÇALVES, A. C. ; MARTINEZ, A. S. . An alternative analytical formulation for the Voigt function applied to resonant effects in nuclear processes. NUCLEAR INSTRUMENTS & METHODS IN PHYSICS RESEARCH SECTION A-ACCELERATORS SPECTROMETERS DETECTORS AND ASSOCIATED EQUIPMENT , v. 654, p. 406-411, 2011.
DÍAZ, D. S. ; MARTINEZ, A. S. . Finite differences with exponential filtering in the calculation of reactivity. KERNTECHNIK , v. 75, p. 210-213, 2010.
DÍAZ, D. S. ; MARTINEZ, A. S. . Reactivity calculation with reduction of the nuclear power fluctuations. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , v. 36, p. 676-679, 2009.
PALMA, D. ; MARTINEZ, A. S. ; GONÇALVES, A. C. . Analytical solution of point kinetics equations for linear reactivity variation during the start-up of a nuclear reactor. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , v. 36, p. 1469-1471, 2009.
PALMA, D. ; MARTINEZ, A. S. . A faster procedure for the calculation of the J(ξ, β) function. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , v. 36, p. 1516-1520, 2009.
DÍAZ, D. S. ; MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. . Calculation of reactivity using a finite impulse response filter. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , v. 35, p. 472-477, 2008.
GONÇALVES, A. C. ; MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. . Solution of the Doppler Broadening Function Based on the Fourier Cosine Transform. Annals of Nuclear Energy , v. 35, p. 1878-1881, 2008.
DÍAZ, D. S. ; MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. . Formulation for the Calculation of Reactivity Without Nuclear Power History. JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY , v. 44, p. 1149-1155, 2007.
MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. ; PALMA, D. . The Derivation of the Doppler Broadening Function using Frobenius Method. JOURNAL OF NUCLEAR SCIENCE AND TECHNOLOGY , v. 43, p. 617-622, 2006.
MARTINEZ, A. S. ; DOMINGOS, R. P. ; SCHIRRU, R. . Soft Computing Systems Applied to PWR´s Xenon. PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY , Grã-Bretanha, v. 46, n.3, p. 297-308, 2005.
MARTINEZ, A. S. ; SUSTER, L. C. ; SILVA, F. C. . Approximation method for the adjoint neutron spectrum in heterogeneous media. KERNTECHNIK , Alemanha, v. 70, n.4, p. 218-222, 2005.
MARTINEZ, A. S. ; PEREIRA, V. ; SILVA, F. C. . Influence of the external neutron sources in the criticality prediction using 1/M curve. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , Grã-Bretanha, v. 32, p. 1875-1888, 2005.
MARTINEZ, A. S. ; OLIVEIRA, H. R. V. . The Impact of Non-optimized Operation of Nuclear Power Plants on the Nuclear Fuel Burn-up. Kerntechnik, Alemanha, v. 69, n.3, p. 84-87, 2004.
MARTINEZ, A. S. ; MOL, A. C. ; SCHIRRU, R. . A neural model for transient identification in dynamic processes with -don't know- response. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , Grã Bretanha, v. 30, p. 1365-1381, 2003.
MARTINEZ, A. S. ; CARDOSO, C. E. S. ; SILVA, F. C. . Adjoint P1 Equations for Neutron Slowing Down. Kerntechnik , Alemanha, v. 67, p. 85-89, 2002.
MARTINEZ, A. S. ; AMARAL, C. M. . The Effect of Scattering Interference Term on the Practical Width. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , Inglaterra, v. 28, n.1, p. 1133-1143, 2001.
MARTINEZ, A. S. ; PEREIRA, C. M. N. A. ; SCHIRRU, R. . Basic investigations related to genetic algorithms in core designs. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , v. 26, p. 173-193, 1999.
ASBOUTTA, M. B. ; MARTINEZ, A. S. . Improving the wide resonance approximation. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , v. 26, p. 403-410, 1999.
MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. ; PEREIRA, V. . A System for the Prediction and Determination of the Subcritical Multiplication. Kerntechnik, Alemanha, v. 64, p. 230-234, 1999.
MARTINEZ, A. S. ; PEREIRA, C. M. N. A. ; SCHIRRU, R. ; MACHADO, L. ; DOMINGOS, R. P. . Intelligent soft computing in nuclear engineering in Brazil. PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY , Grã-Bretanha, v. 35, n.3, p. 367-391, 1999.
ALVARENGA, M. A. B. ; MARTINEZ, A. S. ; SCHIRRU, R. . Adaptive Vector Quantization Optimized by Genetic Algorithm for Real-Time Diagnosis Through Fuzzy Sets. NUCLEAR TECHNOLOGY , v. 120, p. 188-197, 1997.
CABRAL, J. S. ; MARTINEZ, A. S. . Clad Effects in the Dancoff Correction Calculations. Kerntechnik, Alemanha, v. 61, p. 117-121, 1996.
CARDOSO, C. E. S. ; MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. . Adjoint neutron spectrum calculation for heterogeneous cells. JOURNAL OF PHYSICS D-APPLIED PHYSICS , Grã-Bretanha, v. 29, p. 2204-2208, 1996.
MARTINEZ, A. S. . Remarks on the Use of a Corrected Formula for the Neutron Flux in a Heterogeneous Lattice Cell. Annals of Nuclear Energy, v. 22, p. 819-823, 1995.
MARTINEZ, A. S. ; OLIVEIRA, E. A. . The Influence of Optimum Power Level Change on Boration and Dilution Operations. NUCLEAR TECHNOLOGY , Estados Unidos, v. 103, p. 288-293, 1993.
MARTINEZ, A. S. ; CAMPOS, T. P. R. . Approximate Calculation of the Resonance Integral for Isolated Resonances. NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING , Estados Unidos, v. 102, p. 211-218, 1989.
MARTINEZ, A. S. ; SCHIRRU, R. ; L.R.A.ARAUJO, ; KHAN, R. . A Computerized System for Continuous Monitoring of the Core Cooling Margin. NUCLEAR TECHNOLOGY , Estados Unidos, v. 82, p. 324-329, 1988.
MARTINEZ, A. S. ; CAMPOS, T. P. R. . The dependence of practical width on temperature. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY , Estados Unidos, v. 14, p. 241-247, 1987.
MARTINEZ, A. S. ; CHAO, Y. . Corrections of the Approximations to the Neutron Escape Probability. Nuclear Science and Engineering, Estados Unidos, v. 83, p. 183-184, 1983.
MARTINEZ, A. S. ; CHAO, Y. . An Accurate Background Cross-Section Method for Reactor Cell Homogenization. NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING , Estados Unidos, v. 80, p. 401-406, 1982.
MARTINEZ, A. S. ; CHAO, Y. . Approximations to Neutron Escape Probability and Dancoff Correction. NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING , Estados Unidos, v. 78, p. 89-91, 1981.
MARTINEZ, A. S. ; ROSA, L. P. . Análise da Moderação de Nêutrons Considerando o Espalhamento Linearmente Anisótropico no Centro de Massa. Revista Brasileira de Física, Brasil, v. 8, n.3, p. 536-549, 1978.
MARTINEZ, A. S. ; CHAO, Y. . On Approximations to the Neutron Escape Probability from an Absorbing Body. NUCLEAR SCIENCE AND ENGINEERING , Estados Unidos, v. 66, p. 254-258, 1978.
HEIMLICH, A. ; Alvim, A. C. A. ; SILVA, F. C. ; MARTINEZ, A. S. . GPU Based Mixed Precision PWR Depletion Calculation. Integral Methods in Science and Engineering, Volume 2. 1ed.: Springer International Publishing, 2017, v. , p. 127-136.
PALMA, D. ; GONÇALVES, A. C. ; MARTINEZ, A. S. ; MESQUITA, A. Z. . New Methods in Doppler Broadening Function Calculation. In: Amir Zacarias Mesquita. (Org.). Current Research in Nuclear Reactor Technology in Brazil and Worldwide. 1ed.: , 2013, v. 1, p. 29-55.
MARTINEZ, A. S. ; MOL, A. C. ; SCHIRRU, R. . A New Approach for Transient Identification with "Don´t Known" Response Using Neural Networks. In: Da Ruan; P. F. Fantini. (Org.). Power Plant Surveillance and Diagnostics. Noruega: Springer, 2002, v. 1, p. -.
MARTINEZ, A. S. ; PEREIRA, C. M. N. ; SCHIRRU, R. . Genetic Algorithms Applied to the Nuclear Reactor Design Optimization. In: D.Ruan. (Org.). Fuzzy Systems and Soft Computing in Nuclear Engineering. 1ed.Berlim: Springer-Verlag, 1999, v. 1, p. 131-158.
MARTINEZ, A. S. ; PEREIRA, C. M. N. ; SCHIRRU, R. . Genetic Algorithms Applied to the Nuclear Power Plant Operation. In: D. Ruan. (Org.). Fuzzy Systems and Soft Computing in Nuclear Engineering. 1ed.Berlim: Springer-Verlag, 1999, v. 1, p. 282-312.
MARTINEZ, A. S. ; PEREIRA, C. M. N. ; SCHIRRU, R. . Learning Optimized Classification System From a Data Base of Time Series Patterns Using Genetic Algorithms.. Data Mining. Southampton: Wit Press, 1998, v. 1, p. 20-34.
ABREU, WILLIAN VIEIRA ; SILVA, ADILSON COSTA ; GONÇALVES, ALESSANDRO DA ; MARTINEZ, AQUILINO . A Generalized Differential Equation and Numerical Method for the Standard and Deformed Doppler Broadening Functions. In: International Conference on Physics of Reactors (PHYSOR 2024), 2024, San Francisco. International Conference on Physics of Reactors (PHYSOR 2024), 2024. p. 1015.
SILVA, A. S ; GONÇALVES, A. C. ; A. S MARTINEZ . Neutronic Analysis of Dual Cooled Annular Fuel with OpenMC Monte Carlo Code. In: International Nuclear Atlantic Conference, 2021, 2021, Rio de Janeiro. Annals of International Nuclear Atlantic Conference, 2021. Rio de Janeiro: ABEN, 2021. v. 1. p. 1-8.
DE ABREU, WILLIAN V. ; GONÇALVES, A. C. ; MARTINEZ, A. S. . An Analytical Approximation For The Generalized Interference Term Using Kaniadakis Distribution. In: 27th International Conference on Nuclear Engineering (Icone 27), 2019, Ibaraki. Proceedings of the 27th International Conference on Nuclear Engineering (Icone 27), 2019. v. 1. p. 271-277.
PALMA, D.A.P. ; SILVA, F. C. ; MARTINEZ, A.S. . The Calculation of the Reactivity by a Modified Set of Point Kinetic Equations. In: American Nucear Society Annual Meeting 2018, 2018, Philadelphia. Proceedings of American Nucear Society Annual Meeting 2018. Philadelphia: ANS, 2018. v. 1. p. 156-162.
GOES, D. A. B. V. ; MARTINEZ, A.S. ; GONÇALVES, A. C. . Empirical Model for Mean Generation Time Adjustment Factor for Cassical Point Reactor Kinetic Equations. In: International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2017, 2017, Belo Horizonte. Proceedings of International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2017. Belo Horizonte: ABEN, 2017. v. 1. p. 140-145.
HEIMLICH, A. ; SILVA, F.C. ; MARTINEZ, A.S. . GPU Based Mixed Precision PWR Depletion Calculation. In: 14th International Conference on Integral Methods in Science and Engineering, 2016, Padova. Proceedings of 14th International Conference on Integral Methods in Science and Engineering. Padova, 2016. v. 1. p. 123-130.
PALMA, D.A.P. ; GONÇALVES, A.C. ; Mesquita, A.Z. ; MARTINEZ, AQUILINO SENRA . The Influence in Disregarding the First Approximation of Bethe-Plackzec in the Calculation of Resonance Self-shielding Factors. In: ANS Winter Meeting and Nuclear Technology, 2014, Anaheim. Proceedings of ANS Winter Meeting and Nuclear Technology Expo. Illinois: American Nuclear Society, 2014. v. 1. p. 120-126.
PAIVA, F. C. ; MARTINEZ, A. S. ; PALMA, D. ; SILVA, F. C. . A New Formulation for the Doppler Broadening Function Relaxing the Approximations of Beth-Plackzec. In: International Conference on Nuclear Data for Science and Technology, 2013, New York. Proceedings of International Conference on Nuclear Data for Science and Technology, 2013.
ANTOLIN, M. Q. ; MARINHO, F. C. ; PALMA, D. ; MARTINEZ, A. S. . Modelling of Spallation Source for a ADS Reactor Using the MCNPX and Geant4 Packages for Sensitivity Analysis of Reactivity. In: International Conference on Nuclear Data for Science and Technology, 2013, New York. Proceedings of International Conference on Nuclear Data for Science and Technology, 2013.
PESSOA, P. O. ; SILVA, F. C. ; MARTINEZ, A. S. . Analytical Method for Reconstruction Pin to Pin of Nuclear Power Density Distribution. In: International Nuclear Atlantic Conference, 2013, Recife. Proceedings of International Nuclear Atlantic Conference. Rio de Janeiro: ABEN, 2013. v. 1. p. 20-34.
SOUZA, T. J. ; MARTINEZ, A.S. ; A.C.C.MEDEIROS, J. ; PALMA, D. ; GONÇALVES, A. C. . Study for Identification of Control Rod Drops in PWR Reactors at Any Burnup Step. In: International Nuclear Atlantic Conference, 2013, Recife. Proceedings of International Nuclear Atlantic Conference. Rio de Janeiro: ABEN, 2013. v. 1. p. 100-113.
PALMA, D. ; PAIVA, F. C. ; MARTINEZ, A.S. ; GONÇALVES, A. C. ; MESQUITA, A. Z. . An Analytical Formulation for Doppler Broadening Function Additional Term Using Expansions of Salzer. In: International Nuclear Atlantic Conference, 2013, Recife. Proceedings of International Nuclear Atlantic Conference. Rio de Janeiro: ABEN, 2013. v. 1. p. 1-8.
PALMA, D. ; GONÇALVES, A. C. ; MESQUITA, A. Z. ; MARTINEZ, A. S. . A New Formulation for Self-Shielding Factors Using the Asymptotic Expansion of the Integral Exponential Function. In: 7th International Nuclear Congress (IYNC2012), 2012, Charlotte. Proceedings of 7th International Nuclear Congress (IYNC2012), 2012.
GONÇALVES, A. C. ; PALMA, D. ; MARTINEZ, A. S. . An Approximation for the Interference Term Applied to the Calculation of the Average Scattering Cross Section Using Fourier Series. In: 20th International Conference on Nuclear Engineering, 2012, Anaheim. Proceedings of 20th International Conference on Nuclear Engineering, 2012.
ALVIM, A. C. M. ; SILVA, F. C. ; MARTINEZ, A. S. . Nodal Expansion Method Improved Neutron Leakage Treatment for Small Reactors. In: European Research Reactors Conference (RRFM 2012), 2012, Prague. Proceedings of European Research Reactors Conference (RRFM 2012), 2012.
MESQUITA, A. Z. ; PALMA, D. ; MARTINEZ, A. S. . Real-Time Monitoring of the Neutron Capture Cross Section in the IPR-R1 TRIGA Research Reactor as a Fuel Temperature Function. In: European Research Reactor Conference, 2011, Roma. Proceedings of European Research Reactor Conference, 2011.
MESQUITA, A. Z. ; PALMA, D. ; SOUZA, R. ; MARTINEZ, A. S. . Real-Time Monitoring of Power and Neutron Capture Cross Section of Nuclear Research Reactor. In: International Conference on Research Reactors: Safe Management and Effective Utilization, 2011, Rabat. Proceedings of International Conference on Research Reactors: Safe Management and Effective Utilization, 2011.
SILVA, A. C. ; SILVA, F. C. ; MARTINEZ, A. S. . Influence of External Source Location in the Reactivity Calculation. In: International Nuclear Atlantic Conference (Inac 2011), 2011, Belo Horizonte. Proceedings of International Nuclear Atlantic Conference (Inac 2011), 2011.
NETO, W. ; SILVA, F. C. ; MARTINEZ, A. S. . New Procedure for Criticality Search Using Coarse Mesh Nodal Methods. In: International Nuclear Atlantic Conference (INAC2011), 2011, Belo Horizonte. Proceedings of International Nuclear Atlantic Conference (INAC2011), 2011.
PRATA, F. ; SILVA, F. C. ; MARTINEZ, A. S. . Solution of the Isotopic Depletion Equations Using the Decomposition Method and Analytical Solutions. In: International Nuclear Atlantic Conference (INAC2011), 2011, Belo Horizonte. Proceedings of International Nuclear Atlantic Conference (INAC2011), 2011.
ALVIM, A. C. M. ; SILVA, F. C. ; MARTINEZ, A. S. . An Alternative Solver for the Nodal Expansion Method Equations. In: Physor 2010, 2010, Pittsburgh. Proceedings of Physor 2010, 2010. v. 1.
SILVA, F. C. ; ALVIM, A. C. M. ; MARTINEZ, A. S. . Depletion Calculation for a Nodal Reactor Physics Code. In: 18th International Conference on Nuclear Engineering, 2010, Xian. Proceedings of 18th International Conference on Nuclear Engineering, 2010. v. 1.
Mesquita, A.Z. ; PALMA, D. ; MARTINEZ, A. S. . Real-Time Monitoring of the Neutron Capture Cross Section in the IPR-R1 TRIGA Research Reactor as a Fuel Temperature Function. In: XV European Research Reactor Conference, 2010, Rome. Proceedings of XV European Research Reactor Conference, 2010. v. 1.
PALMA, D. ; MARTINEZ, A. S. . An Analytical Method for the Prediction of Transients With Temperature Feedback. In: Annual Meeting on Nuclear Technology, 2010, Berlim. Proceedings of Annual Meeting on Nuclear Technology, 2010. v. 1.
PALMA, D. ; GONÇALVES, A. C. ; MARTINEZ, A. S. . Inverse Kinetics for Subcritical Systems With Variating External Sources. In: 31st Annual Conference of the Canadian Nuclear Society, 2010, Montreal. Proceedings of 31st Annual Conference of the Canadian Nuclear Society, 2010. v. 1.
PALMA, D. ; GONÇALVES, A. C. ; MARTINEZ, A. S. . An Analytical Approximation for the Prediction of Transients With Temperature Feedback. In: 31st Annual Conference of the Canadian Nuclear Society, 2010, Montreal. Proceedings of 31st Annual Conference of the Canadian Nuclear Society, 2010. v. 1.
PALMA, D. ; MESQUITA, A. Z. ; LEITE, S. Q. B. ; MARTINEZ, A. S. . Estudo Termo-Mecânico do Efeito de Novos Modelos de Condutividade Térmica do UO2 Utilizando o Código FRAPCON-3. In: X Congresso Ibero-Americano em Engenharia-Mecânica, 2010, Porto. Anais do X Congresso Ibero-Americano em Engenharia-Mecânica, 2010.
PALMA, D. ; MARTINEZ, A. S. ; GONÇALVES, A. C. . Inverse Kinetics for Subcritical Systems. In: American Nuclear Society Annual Meeting, 2009, Atlanta. Proceedings of American Nuclear Society Annual Meeting. Atlanta: ANS, 2009.
PALMA, D. ; SILVA, A. C. ; GONÇALVES, A. C. ; MARTINEZ, A. S. . An Alternative Technique for the Implementation of Analytical Approximation for Transients With Temperature Feedback. In: International Nuclear Atlantic Conference, 2009, Rio de Janeiro. Proceedings of International Nuclear Atlantic Conference. Rio de Janeiro: ABEN, 2009.
FREIRE, F. S. ; MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. . Fast Three-Dimensional Core Optimization Based On Modified One-Group Model. In: International Nuclear Atlantic Conference, 2009, Rio de Janeiro. Proceedings of International Nuclear Atlantic Conference. Rio de Janeiro: ABEN, 2009.
PALMA, D. ; GONÇALVES, A. C. ; MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. . Analytical Calculation of the Average Scattering Cross sections Using Fourier Series. In: International Nuclear Atlantic Conference, 2009, Rio de Janeiro. Proceedings of International Nuclear Atlantic Conference. Rio de Janeiro: ABEN, 2009.
PALMA, D. ; Bento, H. F. ; SILVA, C. ; GONÇALVES, A. C. ; MARTINEZ, A. S. . Analytical Solution of the Point Kinetics Equations in Subcritical Systems for Linear Reactivity Variation and External Sources. In: 20th International Congress of Mechanical Engineering, 2009, Gramado. Proceedings of 20th International Congress of Mechanical Engineering. Rio de Janeiro: ABCM, 2009.
MARINHO, F.C. ; PAULLUCI, L. ; PALMA, D. ; NUNES, W. V. ; MARTINEZ, A. S. . Variations on the Resonant Self-Shielding Factors in Processes With Temperature Feedback. In: 20th International Congress of Mechanical Engineering, 2009, Gramado. Proceedings of 20th International Congress of Mechanical Engineering. Rio de Janeiro: ABCM, 2009.
SILVA, E. O. ; PAIVA, F. C. ; AZEVEDO, A.J.M. ; PALMA, D. ; MARTINEZ, A. S. . Analytical Solution of Point Kinetics Equations During the Start-Up of a Nuclear Reactor With Multiple Withdraw Stages of Control Rods. In: 20th International Congress of Mechanical Engineering, 2009, Gramado. Proceedings of 20th International Congress of Mechanical Engineering. Rio de Janeiro: ABCM, 2009.
PALMA, D. ; MARTINEZ, A. S. ; GONÇALVES, A. C. . Aproximações Analíticas Para os Fatores de Auto-proteção Ressonantes. In: XI Encontro de Modelagem Computacional, 2008, Rio de Janeiro. Anais do XI Encontro de Modelagem Computacional. Rio de Janeiro, 2008.
PALMA, D. ; MARTINEZ, A. S. ; FRAGA, V. M. . Lagrange Polynomial Interpolation Method Applied in the Calculation of the J Function. In: 12th Brazilian Congress of Thermal Engineering and Sciences, 2008, Belo Horizonte. Proceedings of 12th Brazilian Congress of Thermal Engineering and Sciences. Belo Horizonte: ABCM, 2008.
PALMA, D. ; GONÇALVES, A. C. ; MARTINEZ, A. S. . New Approximations for the Doppler Broadening Function Applied to the Calculation of Resonance Self-shielding FactorR. In: International Conference on Reactor Physics, Nuclear Power: A Suistanable Resource, 2008, Interlaken. Proceedings of International Conference on Reactor Physics, Nuclear Power: A Suistanable Resource. Interlaken, 2008.
PALMA, D. ; GONÇALVES, A. C. ; MARTINEZ, A. S. . New Approximations for the Interference Term Applied to the Calculation of Scattering Cross Section of the Isotope 238U. In: 12th Brazilian Congress of Thermal Engineering and Sciences, 2008, Belo Horizonte. Proceedings of 12th Brazilian Congress of Thermal Engineering and Sciences. Belo Horizonte: ABCM, 2008.
GUIMARÃES, C. S. ; MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. . Utilização do Método de Diferenças Finitas de Malha Grossa Analítico para a Solução Numérica da Equação de Difusão de Nêutrons. In: X Encontro de Modelagem Computacional, 2008, Rio de Janeiro. Anais do X Encontro de Modelagem Computacional, 2008.
PALMA, D. ; GONÇALVES, A. C. ; MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. . Uma Nova Aproximação para a Função de Alargamento Doppler Utilizando o Método da Sérire de Fourier. In: XI Encontro de Modelagem Computacional, 2008, Rio de Janeiro. Anais do XI Encontro de Modelagem Computacional. Rio de Janeiro, 2008.
GONÇALVES, A. C. ; MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. . A New Expression for the Doppler Broadening Function Based on the Fourier Cosine Transform. In: International Nuclear Atlantic Conference, 2007, Santos. Proceedings of International Nuclear Atlantic Conference, 2007.
NUNES, A. L. ; MARTINEZ, A. S. ; GONÇALVES, A. C. ; SILVA, F. C. . Comparative Analysis Among Several Methods Used to Solve the Point Kinetic Equations. In: International Nuclear Atlantic Conference, 2007, Santos. Proceedings of International Nuclear Atlantic Conference. Santos, 2007.
SILVA, C. ; MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. . The Kinetic of Subcritical Systems. In: International Nuclear Atlantic Conference, 2007, Santos. Proceedings of International Nuclear Atlantic Conference. santos, 2007.
SILVA, A. C. ; MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. . Subcriticality Calculation in Nuclear Reactor With External Neutron Sources. In: International Nuclear Atlantic Conference, 2007, Santos. Proceedings of International Nuclear Atlantic Conference. Santos, 2007.
PALMA, D. ; MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. . An Approximation to the Interference Term Using Frobenius Method. In: International Nuclear Atlantic Conference, 2007, Santos. Proceedings of International Nuclear Atlantic Conference, 2007.
PALMA, D. ; MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. . A New Formulation for Resonance Self-Shielding Factors. In: International Nuclear Atlantic Conference, 2007, Santos. Proceedings of International Nuclear Atlantic Conference, 2007.
PALMA, D. ; GONÇALVES, A. C. ; MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. . Uma Análise Numérica de Novas Formulações para os Fatores de Auto-proteção Ressonante. In: X Encontro de Modelagem Computacional, 2007, Friburgo. Anais do X Encontro de Modelagem Computacional. Rio de Janeiro, 2007. v. 1. p. 10-16.
GONÇALVES, A. C. ; PALMA, D. ; MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. . Um Método Eficiente para Cálculo da Função J. In: X Encontro de Modelagem Computacional, 2007, Friburgo. Anais do X Encontro de Modelagem Computacional. Rio de Janeiro, 2007.
FRAGA, V. M. ; PALMA, D. ; MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. . Validação de uma Nova Formulação para as Seções de Choque de Espalhamento e Absorção para os Isótopos 238U, 232Th e 240Pu. In: X Encontro de Modelagem Computacional, 2007, Friburgo. Anais do X Encontro de Modelagem Computacional. Rio de Janeiro, 2007.
GUIMARÃES, C. S. ; MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. . Using the ACMFD for the Numerical Solution of the Three-dimensional Neutron Difusion Equation. In: IX Encontro de Modelagem Computacional, 2007, Rio de Janeiro. Anais do IX Encontro de Modelagem Computacional, 2007.
GONÇALVES, A. C. ; MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. . Monitoração da Reatividade Através do Histórico da Potência Nuclear. In: IX Encontro de Modelagem Computacional, 2006, Friburgo. Anais do IX Encontro de Modelagem Computacional, 2006.
NUNES, A. L. ; MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. . Aperfeiçoamento do Método de Confinamento da Rigidez Para Solução das Equações da Cinética Pontual. In: IX Encontro de Modelagem Computacional, 2006, Belo Horizonte. Anais do IX Encontro de Modelagem Computacional, 2006.
MARTINEZ, A. S. ; MOL, A. C. ; PEREIRA, C. M. N. . Neural Redundancy Applied to the Parity Space for Signal Validation. In: International Nuclear Atlantic Conference 2005, 2005, Santos. Annals of International Nuclear Atlantic Conference 2005, 2005.
MARTINEZ, A. S. ; PALMA, D. ; SILVA, F. C. . Aproximação da Função de Alargamento Doppler Através do Método de Frobenius. In: International Nuclear Atlantic Conference 2005, 2005, Santos. Annals of International Nuclear Atlantic Conference 2005, 2005.
MARTINEZ, A. S. ; FREIRE, F. S. ; SILVA, F. C. . Determinação da Barra de Controle Mais Reativa Usando o Método dos Pseudo-Harmônicos. In: International Nuclear Atlantic Conference 2005, 2005, Santos. Annals of International Nuclear Atlantic Conference 2005, 2005.
MARTINEZ, A. S. ; SUSTER, L. C. ; SILVA, F. C. . Analytical Approximations for Wide and Narrow Resonances. In: International Nuclear Atlantic Conference 2005, 2005, Santos. Annals of International Nuclear Atlantic Conference 2005, 2005.
MARTINEZ, A. S. ; LAPA, N. S. ; ANTONIO CARLOS ALVIM . Otimização da Eficiência Térmica de Uma Usina Nuclear do Tipo PWR. In: International Nuclear Atlantic Conference 2005, 2005, Santos. Annals of International Nuclear Atlantic Conference 2005, 2005.
MARTINEZ, A. S. ; NERY, R. W. ; MONTEIRO, J. L. F. . Melhorias no Processamento de Rejeitos Líquidos Radioativos em Usinas PWR. In: International Nuclear Atlantic Conference 2005, 2005, Santos. Annals of International Nuclear Atlantic Conference 2005, 2005.
MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. ; SUSTER, L. C. . Solução das equações adjuntas de balanço de nêutrons para ressonâncias largas. In: XXV CILAMCE, 2004, Recife. Anais do XXV CILAMCE, 2004. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; ANTONIO CARLOS ALVIM ; SANTOS, R. . Método Numérico para Determinação do Evento Acidental de Queda de Barras de Controle em Reatores Térmicos. In: XXV CILAMCE, 2004, Recife. Anais do XXV CILAMCE, 2004. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. . Aceleração do Método Nodal NEM Usando Diferenças Finitas de Mallha Grossa. In: VI Encontro de Modelagem Computacional, 2003, Rio de Janeiro. Anais do VI Encontro de Modelagem Computacional, 2003. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; CARDOSO, C. E. S. ; SILVA, F. C. . Solução das Equações P1 Adjuntas para Moderação de Nêutrons. In: International Nuclear Atlantic Conference, 2002, Rio de Janeiro. INAC 2002. Rio de Janeiro: ABEN, 2002. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; PEREIRA, V. ; SILVA, F. C. . Formulação de Diferenças Finitas de Malha Grossa para Cálculo do Fluxo Adjunto Matemático. In: International Nuclear Atlantic Conference, 2002, Rio de Janeiro. INAC 2002. Rio de Janeiro: ABEN, 2002.
MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. ; PEREIRA, V. . Determinação do Perfil da Curva 1/M em função da posição dos Bancos de Barras de Controle. In: International Nuclear Atlantic Conference, 2002, Rio de Janeiro. INAC 2002. Rio de Janeiro: ABEN, 2002.
MARTINEZ, A. S. ; SUSTER, L. C. ; SILVA, F. C. . Aproximação para o Espectro Adjunto de Nêutrons. In: International Nuclear Atlantic Conference, 2002, Rio de Janeiro. INAC 2002. Rio de Janeiro: ABEN, 2002.
MARTINEZ, A. S. ; ANTONIO CARLOS ALVIM ; SANTOS, R. . Metodologia Simplificada para Cálculos das Constantes das Células de Controle para a Cinética Espacial. In: International Nuclear Atlantic Conference, 2002, Rio de janeiro. INAC 2002. Rio de Janeiro: ABEN, 2002.
MARTINEZ, A. S. ; MOL, A. C. ; SCHIRRU, R. . Sistema de Identificação de Transientes com Inclusão de Ruídos e Indicação de Eventos Desconhecidos. In: International Nuclear Atlantic Conference, 2002, Rio de janeiro. INAC 2002. Rio de Janeiro: ABEN, 2002.
MARTINEZ, A. S. ; JANINE DA ROCHA ; ANTONIO CARLOS ALVIM . Estudo da Otimização da Eficiência de Reator PWR em Função das Extrações de Vapor da Turbina. In: International Nuclear Atlantic Conference, 2002, Rio de Janeiro. INAC 2002. Rio de Janeiro: ABEN, 2002.
MARTINEZ, A. S. ; OLIVEIRA, H. R. V. . Impactos da Operação Reativa do Turbogerador na Queima do Combustível Nuclear. In: International Nuclear Atlantic Conference, 2002, Rio de Janeiro. INAC 2002. Rio de Janeiro: ABEN, 2002.
MARTINEZ, A. S. ; MOL, A. C. ; SCHIRRU, R. . Sistema de Auxílio ao Operador para Identificação Dinâmica de Transientes em Centrais Nucleares. In: Congresso Internacional de Automação, Sistemas e Instrumentação, 2002, São Paulo. Anais do Congresso Internacional de Automação, Sistemas e Instrumentação, 2002. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; AMARAL, C. M. . O Uso das Aproximações de Padé na Determinação da Função de Alargamento Doppler. In: XII Congresso Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 2000, Rio de Janeiro. Anais do XII Congresso Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica. Rio de Janeiro, 2000.
MARTINEZ, A. S. ; CARDOSO, C. E. S. ; SILVA, F. C. . Análise Comparativa Entre os Métodos de Obtenção e das Soluções das Equações P1 e B1 para Moderação de Nêutrons. In: XII Congresso Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 2000, Rio de Janeiro. Anais do XII Congresso Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica. Rio de Janeiro: ABEN, 2000.
MARTINEZ, A. S. ; CARDOSO, C. E. S. ; SILVA, F. C. . Solução do Sistema de Equações P1 Sem Equações Diferenciais Acopladas. In: XII Congresso Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 2000, Rio de Janeiro. Anais do XII Congresso Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica. Rio de Janeiro: ABEN, 2000. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; CARDOSO, C. E. S. ; SILVA, F. C. . Sistema de Equações P1 Adjuntas para a Moderação de Nêutrons. In: XII Congresso Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 2000, Rio de Janeiro. Anais do XII Congresso Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica. Rio de Janeiro: ABEN, 2000.
MARTINEZ, A. S. ; SUSTER, L. C. ; SILVA, F. C. . Um Novo Método para Cálculo do Espectro Adjunto de Nêutrons. In: VII CGEN, 1999, Belo Horizonte. Anais do VII CGEN, 1999. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; CARDOSO, C. E. S. . Análise da Recuperação do Comportamento Assintótico do Espectro de Nêutrons. In: VII CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR, 1999, Belo Horizonte. Anais do VII Congresso Geral de Energia Nuclear, 1999. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; PEREIRA, C. M. N. ; SCHIRRU, R. . A Simulator-Independent Optimization Tool Based On Genetic Algorithm Applied to Nuclear Reactor. In: International Meeting On Research Reactors - IGORR, 1999, Bariloche. Annals of the International Meeting On Research Reactors, 1999. v. 1. p. 102-109.
MARTINEZ, A. S. ; PEREIRA, C. M. N. ; SCHIRRU, R. . Learning an Optimized Classification System from Data Base of Time Series Patterns Using Genetic Algorithms.. In: Data Mining, 1998, Rio de Janeiro. Data Mining, 1998. v. 1. p. 173-184.
MARTINEZ, A. S. ; PEREIRA, V. ; SILVA, F. C. . Sistema para Previsão e Determinação da Multiplicação Subcrítica. In: XI Congresso Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1997. Anais do XI Congresso Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1997. v. 1. p. 123-129.
PEREIRA, C. M. N. ; MARTINEZ, A. S. ; SCHIRRU, R. . Otimização de Projetos de Reatores Nucleares Baseada em Algoritmos Genéticos. In: XI Congresso Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1997, Minas Gerais. Anais do XI Congresso Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica. Minas Gerais - Brasil, 1997. v. 1. p. 223-230.
ASBOUTTA, M. B. ; MARTINEZ, A. S. . Improvements on the Calculation of the Epithermal Disadvantage Factor for Thermal Nuclear Reactors. In: XI Meeting on Reactor Physics and Thermal Hydraulics XI Meeting on Reactor Physics and Thermalhydraulics, 1997. Proceedings of International Meeting on Reactor Physics and Thermal Hydraulics. Minas Gerais - Brasil, 1997. v. 1. p. 232-238.
MACHADO, L. ; MARTINEZ, A. S. ; SCHIRRU, R. . Modelagem do Conhecimento para Sistemas Inteligentes de Monitoração em Segurança de Usinas Nucleares. In: XI Congresso Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1997. Anais do XI Congresso Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica. Minas Gerais - Brasil, 1997. v. 1. p. 12-18.
COMERLATO, C. ; MARTINEZ, A. S. ; OLIVEIRA, E. A. ; SILVA, M. C. . Sistema de Monitoração do Inventário do Reator para a Usina Nuclear Angra 1. In: Congresso Geral de Energia Nuclear, 1996. Anais do VI Congresso Geral de Energia Nuclear, 1996. v. 1. p. 211-216.
MARTINEZ, A. S. ; MOL, A. C. . Tratamento das Flutuações das Taxas de Partida para a Monitoração da Subcriticalidade do Núcleo. In: VI Congresso Geral de Energia Nuclear, 1996. Anais do VI Congresso Geral de Energia Nuclear, 1996. v. 1. p. 63-69.
CARDOSO, C. E. S. ; MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. . Estimativas das Variações das Seções de Choque Mediadas nos Fluxos Direto e Adjunto. In: Congresso Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1995. Anais do X Congresso Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica. São Paulo - Brasil, 1995. v. 1. p. 101-106.
ALVARENGA, M. A. B. ; MARTINEZ, A. S. ; SCHIRRU, R. . Real Time Diagnosis of Nuclear Reactor Accidents With Neural Network. In: International Meeting on Instrumentation and Equipments for Monitoring NPP Accidents, 1995. Proceedings of International Meeting on Instrumentation and Equipments for Monitoring NPP Accidents, 1995. v. 1. p. 28-36.
MARTINEZ, A. S. ; PEREIRA, C. M. . Efeito da Reatividade das Barras de Controle e Defeito de Potência nas Operações de Boração e Diluição. In: V Congresso Geral de Eneregia Nuclear, 1994. Anais do V Congresso Geral de Energia Nuclear, 1994. v. 1. p. 115-121.
CABRAL, J. S. ; MARTINEZ, A. S. . Correção de Dancoff em Geometria com Vazio e Revestimento. In: V Congresso Geral de Engenharia Nuclear, 1994. Anais do V Congresso Geral de Energia Nuclear, 1994. v. 1. p. 312-320.
MARTINEZ, A. S. ; ALVES, A. C. P. ; SCHIRRU, R. . Um Sistema de Análise de Trip em Reatores PWR Utilizando Redes Neuronais. In: IX Encontro Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1993. Anais do IX Encontro Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1993. v. 1.
MARTINEZ, A. S. . Aspectos Gerais do Planejamento da Emergência em Instalações Industriais. In: Seminário Sobre Degradação Ambiental e Vulnerabilidade Urbana, 1992. Degradação Ambiental e Vulnerabilidade Urbana, 1992. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; OLIVEIRA, E. A. . Otimização dos Processos de Boração e Diluição em Função da Variação de Portência. In: VIII Encontro Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1991. Anais do VIII Encontro Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1991. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; PINTAUD, M. F. . O Efeito da Região de Vazio na Correção de Dancoff. In: VIII Encontro Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1991. Anais do VIII Encontro Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1991. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; MONTEIRO, M. A. M. . O Efeito de Sombreamento no Cálculo da Taxa de Reação. In: III Congresso Geral de Energia Nuclear, 1990. Anais do III Congresso Geral de Energia, 1990. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; CAMPOS, T. P. R. ; SCHIRRU, R. ; SANTOS, B. O. . Validação para Grupos de Medidas Redundantes. In: III Congresso Geral de Energia Nuclear, 1990. Anais do III Congresso Geral de Energia Nuclear, 1990. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; SCHIRRU, R. ; THOME, Z. D. . RTVD - An Expert System for Development of Real-Time Applications in Nuclear Power Plants. In: IAEA Specialists on Artificial Intelligence in Nuclear Power Plants, 1989. Proceedings of the IAEA Specialists on Artificial Intelligence in Nuclear Power Plants, 1989.
MARTINEZ, A. S. ; CAMPOS, T. P. R. ; SCHIRRU, R. . A Computerized System for Analysis and Treatment of Redundant Measurements. In: IAEA Specialists on Artificial Intelligence in Nuclear Power Plants, 1989. Proceedings of the IAEA Specialists on Artificial Intelligence in Nuclear Power Plants, 1989. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; LIMA, C. P. B. . Cálculo da Correção de Dancoff para Células Cilíndricas Incluindo a Região de Vazio. In: VII Encontro Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1989. Anais do VII Encontro Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1989. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; MONTEIRO, M. A. M. . Aproximação para as Derivadas Parciais da Função J em Relação a Beta. In: VII Encontro Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1989. Anais do VII Encontro Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1989. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; CAMPOS, T. P. R. . An Improved Resonance Integral Method Evaluation. In: Meeting of the American Nuclear Society, 1988. Transactions of the American Nuclear Society, 1988. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; THOME, Z. D. ; SCHIRRU, R. . Improving SPDS for Normal Operation. In: International Conference on Man-Machine Interface in Nuclear Industry, 1988. Proceedings of the International Conference on Man-Machine Interface in Nuclear Industry, 1988. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; CAMPOS, T. P. R. . A Influência da Temperatura na Caracterização da Ressonância Nuclear. In: VI Encontro Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1986. Anais do VI Encontro Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1986. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; THOME, Z. D. ; SCHIRRU, R. ; OLIVEIRA, L. F. S. . O Desenvolvimento de um Sistema de Supervisão de Parâmetros de Segurança. In: Colóquio Internacional Sobre Segurança de Reatores à Agua Pressurizada, 1986. Anais do Colóquio Internacional Sobre Segurança de Reatores à Agua Pressurizada, 1986. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; CAMPOS, T. P. R. . Nova Metodologia para Cálculo Analítico das Integrais de Ressonância em Meios Heterogêneos. In: VI Encontro Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1986. Anais do VI Encontro Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1986. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; OLIVEIRA, L. F. S. ; THOME, Z. D. ; SCHIRRU, R. . A New Concept of Safety Parameter Display System. In: Seminar on Nuclear Engineering, 1986. Annals of the Seminar on Nuclear Engineering, 1986. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; OLIVEIRA, L. F. S. ; THOME, Z. D. ; SCHIRRU, R. . Desenvolvimento de um Sistema de Supervisão de Parâmetros de Segurança para a Usina Angra 1. In: VIII Seminário Nacional de Produção e Transmissão de Energia Elétrica, 1986. Anais do VIII Seminário Nacional de Produção e Transmissão de Energia Elétrica, 1986. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; VIEIRA, H. D. . Análise do Efeito da Fuga de Nêutrons na Determinação das Constantes de Macrogrupo. In: I Congresso Geral de Energia Nuclear, 1986. Anais do I Congresso Geral de Energia Nuclear. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; MAGALHAES, C. M. . Uma Aproximação Analítica para a Integral de Ressonância. In: V Encontro Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1985. Anais do V Encontro Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1985. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; THOME, Z. D. ; SCHIRRU, R. ; SILVA, F. C. . Desenvolvimento de Metodologia de Geração de Constantes Materiais para o Código FLARE-G. In: IV Encontro Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1983. Anais do IV Encontro Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1983. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; CHAO, Y. . Background Cross Section for Epithermal Spectrum Calculation In Thermal Reactors. In: Topical Meeting on Advances in Rector Physics and Thermal Hydraulics, 1982. Proceedings of the Topical Meeting on Advances in Rector Physics and Thermal Hydraulics, 1982. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; CHAO, Y. . Uma Nova Formulação para o Problema da Homogeneização da Célula de Combustível. In: III Encontro Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1982. Anais do III Encontro Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 1982. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; TEIXEIRA, A. R. A. ; ROSA, L. P. . Comparação dos Modelos de Moderação e Termalização de Nêutrons em Reatores a Água Leve. In: I Encontro Sobre Métodos de Física de Reatores, 1979. Anais do I Encontro Sobre Métodos de Física de Reatores, 1979. v. 1.
MARTINEZ, A. S. ; CHAO, Y. . Aproximação Para a Probabilidade de Escape de Nêutrons de um Meio Absorvedor. In: I Encontro Sobre Métodos de Física de Reatores, 1979, Itaipava. Anais do I Encontro Sobre Métodos de Física de Reatores, 1979.

Outras produções

MARTINEZ, A. S. ; SILVA, F. C. . Desenvolvimento do Código Nacional de Física de Reatores. 2009.

MARTINEZ, A. S. . Cálculo de Criticalidade de Eventos Acidentais na Unidade I da Fábrica de Elementos Combustíveis e de Pastilhas da INB. 2002.

MARTINEZ, A. S. . Sistema de Registro das Movimentações do Combustível Nuclear da Usina Nuclear Angra 1. 2000.

MARTINEZ, A. S. . Sistema de Monitoração do Reator da Usina Angra- 2. 1999.

MARTINEZ, A. S. ; SCHIRRU, R. . Inclusão do SMIR na Lógica das Funções Críticas de Segurança de Angra-1. 1999.

MARTINEZ, A. S. . Análise do EIA/RIMA das Unidades da Fabrica de Elemento Combustível. 1998.

MARTINEZ, A. S. . Aspectos de Análise de Segurança do EIA/RIMA da Usina Nuclear de Angra 2. 1997.

MARTINEZ, A. S. ; SCHIRRU, R. . Sistema Integrado de Processos Nucleares de Angra-2. 1997.

MARTINEZ, A. S. . Sistema para Análise dos Dados do Reatímetro da Usina Angra 1. 1997.

MARTINEZ, A. S. ; COMERLATO, C. ; OLIVEIRA, E. A. . Processo de Verificação e Validação do Sistema de Monitoração do Inventário do Reator da Usina Nuclear Angra 1. 1996.

MARTINEZ, A. S. ; SCHIRRU, R. . Desenvolvimento de um Sistema de Monitoração Baseado em Conceitos de Inteligência Artificial. 1995.

MARTINEZ, A. S. . Levantamento das Funções de um Sistema Integrado de Controle da Qualidade. 1994.

MARTINEZ, A. S. . Definição do Sistema de Monitoração das Variáveis Críticas e Diagnose do RENAP-11. 1994.

MARTINEZ, A. S. . Especificação Técnica do Sistema de Proteção do Protótipo do RENAP-11. 1993.

MARTINEZ, A. S. . Levantamento das Funções de um Sistema Integrado de Controle da Qualidade. 1993.

MARTINEZ, A. S. . Análise de Segurança do SICA da Usina Nuclear de Angra 1. 1991.

MARTINEZ, A. S. . Apoio Técnico ao Desenvolvimento do Reator Produtor de Radioisótopos (RPR). 1984.

MARTINEZ, A. S. . Substituição das Funções de Processo do P2500 de Angra-1. 1984.

MARTINEZ, A. S. ; SCHIRRU, R. ; THOME, Z. D. . Sistema de Supervisão de Parâmetros de Segurança (SSPS) de Angra-1. 1983.

MARTINEZ, A. S. ; THOME, Z. D. ; SILVA, F. C. . Desenvolvimento da Metodologia para Geração Automática de Constantes do SINOF. 1982.

Projetos de pesquisa

2017 - 2020

Monitoração da reatividade de um reator PWR a partir das equações da cinética pontual modificadas, Descrição: A reatividade, que representa o afastamento percentual de um reator nuclear de sua condição de criticalidade, é talvez a propriedade individual mais importante da operação de um reator nuclear, visto que a mesma se encontra diretamente relacionada com o controle desse reator. Procedimentos administrativos e sistemas de controle são usados para limitar o módulo e a taxa de aumento da reatividade. O desenvolvimento de sistemas que monitorem a reatividade, a partir dos dados da potência nuclear adquiridos da eletrônica embarcada da usina, exige um constante aperfeiçoamento dos modelos da cinética de reatores de reatores nucleares. Os reatímetros são desenvolvidos com base nas equações da cinética pontual convencionais, que são obtidas a partir de algumas aproximações na equação de transporte de nêutrons, entre essas se inclui a aproximação da desconsideração da variação temporal da derivada da densidade de corrente de nêutrons em comparação com os outros termos resultantes da aproximação P1. Ao não considerar essa aproximação são obtidas as equações da cinética pontual modificadas, que incluem novos termos em relação às equações convencionais. O objetivo deste projeto de pesquisa consiste em avaliar o efeito de considerar a variação temporal da derivada da densidade de corrente de nêutrons no cálculo da reatividade a partir da cinética pontual inversa. Desta forma, uma nova expressão para a reatividade pode ser obtida contabilizando uma correção da reatividade calculada convencionalmente. Adicionalmente, se pretende implantar melhorias nos reatímetros atuais que utilizam as equações da cinética pontual convencional e que são utilizados nos reatores de potência do tipo Pressurized Water Reactor (PWR) em operação no país. Nesse ponto reside o caráter tecnológico e inovador do presente projeto de pesquisa.. , Situação: Concluído; Natureza: Pesquisa. , Alunos envolvidos: Graduação: (1) / Mestrado acadêmico: (1) . , Integrantes: Aquilino Senra Martinez - Coordenador / Eugenio Andrade Oliveira - Integrante / Daniel Palma - Integrante / Maurício Antolin - Integrante.
2016 - 2017

Monitoração da reatividade em reatores nucleares utilizando um conjunto de equações da cinética pontual modificadas e a equação do telégrafo, Projeto certificado pelo(a) coordenador(a) Daniel Artur Pinheiro Palma em 31/07/2017., Descrição: Como ponto de partida pretende-se avaliar o efeito de considerar a variação temporal da derivada da densidade de corrente de nêutrons no cálculo da reatividade a partir da cinética pontual inversa. Desta forma, uma nova expressão para a reatividade pode ser obtida contabilizando uma correção da reatividade calculada convencionalmente. Um segundo conjunto de equações da cinética pontual advinda da equação do telégrafo também será considerado para obter uma nova expressão para o cálculo da reatividade utilizando a cinética inversa. Ambas as expressões serão testadas numericamente com parâmetros cinéticos oriundos tanto de reatores de potência quanto de pesquisa. Pensando na incorporação desses avanços teóricos nos reatímetros em utilização na indústria, o histórico de potência será calculado utilizando um método recentemente proposto porém incluindo algumas modificações relevantes. Neste trabalho será utilizado a fórmula de Euler-Maclaurin para tratar o histórico de potência estudando a quantidade de termos necessários na série para melhorar a precisão dos cálculos, porém se adequando ao intervalo de aquisição de dados necessário pela instrumentação.. , Situação: Concluído; Natureza: Pesquisa. , Integrantes: Aquilino Senra Martinez - Integrante / Daniel Palma - Coordenador / Amir Zacarias Mesquita - Integrante / Maurício Antolin - Integrante., Financiador(es): (FAPERJ) Fundação Carlos Chagas Filho de Amparo à Pesq. do Estado do Rio de - Auxílio financeiro.
2009 - 2012

Análise Dinâmica e Termohidráulica de Reatores Nucleares Tipo ADS, Descrição: O principal objetivo deste projeto de pesquisa consiste na análise do comportamento dinâmico de um conceito inovador de reator nuclear denominado ADS (sigla em inglês para Accelerator-Driven Systems), que surge como uma tecnologia que definitivamente coloca a energia nuclear como uma alternativa de geração de eletricidade, de forma sustentável no tocante a aspectos econômicos e ambientais. Será analisado o comportamento dinâmico e termohidráulico dos reatores inovadores tipo ADS, através da aplicação dos métodos da cinética espacial com realimentação termohidraúlica em problemas que envolvam transientes em geometria multidimensional. O projeto de pesquisa consiste de duas fases. Na primeira fase será feita a análise global do núcleo, usando o conceito nodal. Enquanto que na segunda fase pretende-se fazer uma análise mais detalhada dos elementos combustíveis. Para a parte dependente do espaço, será usado o Método de Expansão Nodal (NEM) acoplado com o Método de Diferenças Finitas de Malha Grossa (DFMG). Em relação à dependência no tempo será aplicado o Método de Confinamento da Rigidez (SCM, Stiffness Confinement Method). O modelo termohidráulico utilizado no projeto terá como base o método de canais de refrigerantes fechados.. , Situação: Em andamento; Natureza: Pesquisa. , Alunos envolvidos: Mestrado acadêmico: (2) Doutorado: (1) . , Integrantes: Aquilino Senra Martinez - Coordenador / Fernando Carvalho da Silva - Integrante / Daniel Palma - Integrante / Alessandro da Cruz Gonçalves - Integrante / Zelmo Rodrigues de Lima - Integrante., Financiador(es): Fundação Carlos Chagas Filho de Amparo à Pesquisa do Estado do RJ - Auxílio financeiro.
2009 - 2010

INCT de Reatores Nucleares Inovadores, Descrição: Para viabilizar o crescimento econômico e o aumento do consumo per capita de energia, a capacidade de geração instalada no país precisa crescer de forma expressiva. Por outro lado, mantida a atual estrutura da matriz energética brasileira, tal crescimento terá necessariamente forte impacto nas questões de recursos hídricos, do uso da terra e da preservação do meio ambiente. Considerando o panorama mundial, observa-se hoje uma crescente preocupação com a liberação de gás carbônico para a atmosfera e com os conseqüentes problemas do efeito estufa e aquecimento global. Iniciativas internacionais, como o Tratado de Kioto, procuram reduzir tais emissões pelos países signatários, visando a minimizar a possibilidade de alterações climáticas de conseqüências econômicas e sociais catastróficas. Porém, a produção de energia elétrica através de usinas nucleares não emite gás carbônico para a atmosfera, não agravando o problema do aquecimento global. Além disso, esforços consideráveis vêm sendo feitos em vários países desenvolvidos para viabilizar a chamada economia do hidrogênio, onde se busca substituir a queima de combustíveis fósseis pela utilização de hidrogênio em células de combustível, inclusive para aplicações em veículos automotores. O Instituto Nacional de Reatores Nucleares Avançados e Inovadores surge em resposta a estes desafios, oferecendo à sociedade brasileira pesquisa de alta qualidade sobre novos conceitos de reatores nucleares e identificando gargalos tecnológicos à luz da realidade nacional. No desenvolvimento das pesquisas a formação de recursos humanos será contemplada desde o nível da iniciação científica, passando pela formação de mestres e doutores, até o nível de pós-doutorado.. , Situação: Concluído; Natureza: Pesquisa. , Alunos envolvidos: Mestrado acadêmico: (6) Doutorado: (12) . , Integrantes: Aquilino Senra Martinez - Coordenador / Antonio Carlos Mol - Integrante / Cláudio M. Pereira - Integrante / Fernando Carvalho da Silva - Integrante / Claubia Pereira Bezerra Lima - Integrante / Antonio Carlos Marques Alvim - Integrante / Rubens dos Santos - Integrante / Daniel Palma - Integrante / Antônio Carlos de Oliveira Barroso - Integrante / Celso Marcelo Franklin Lapa - Integrante / Fernando Soares Lameiras - Integrante / Marco Túlio Menna Barreto Vilhena - Integrante / Paulo Augusto Berquó de Sampaio - Integrante / Ricardo Carvalho de Barros - Integrante / Carlos Alberto Brayner de Oliveira Lira - Integrante / Fernando Roberto de Andrade Lima - Integrante / Su Jian - Integrante / R. Schirru - Integrante / Eduardo Gomes Dutra do Carmo - Integrante., Financiador(es): Fundação Carlos Chagas Filho de Amparo à Pesquisa do Estado do RJ - Auxílio financeiro / Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico - Auxílio financeiro.
2008 - 2010

Solução Analítica das Equações da Cinética Pontual para Variação Linear da Reatividade Durante a Partida de um Reator Nuclear, Descrição: A reatividade é uma das propriedades mais importantes em um reator nuclear, visto que a mesma encontra-se diretamente relacionada com o controle do reator. O processo de partida de um reator nuclear demanda uma inserção de reatividade no sistema, que ocorre com o levantamento das barras de controle de maneira descontinua e monitorada. No presente projeto busca-se a obtenção de formulações analíticas capazes de descrever, com precisão e rapidez, as variações da potência nuclear quando na partida do reator, contabilizando um número finito de operações de levantamento das barras de controle e conseqüente inserção de uma reatividade que varia linearmente com o tempo. Para transientes rápidos, serão resolvidas as equações da cinética pontual com um grupo de precursores e fonte constante, utilizando o método dos fatores integrantes. O modelo da cinética pontual foi escolhido por se tratar de um modelo simples, que é capaz de oferecer respostas satisfatórias do ponto de vista físico, ou seja, com as equações da cinética pontual é possível obter respostas razoavelmente rápidas e precisas sobre o comportamento da reatividade em função do tempo. Como se pretende aplicar o método no processo de partida de uma usina nuclear, é fundamental a rápida execução computacional do método que será desenvolvido neste projeto de pesquisa. Posteriormente um refinamento do método será desenvolvido buscando a predição de transientes durante a rampa de reatividade, para intervalos de tempo arbitrários, sob a forma de funções hipergeométricas. Ao final da execução do presente projeto de pesquisa, espera-se obter uma melhor predição da variação da potência nuclear devida a variações lineares da reatividade duranteo processo de partida em reatores nucleares do tipo PWR. O projeto proposto está inserido na área de Física de Reatores da Engenharia Nuclear, com aplicação prática na linha de pesquisa de desenvolvimento de sistemas de suporte à operação de usinas nucleares.. , Situação: Concluído; Natureza: Pesquisa. , Alunos envolvidos: Mestrado acadêmico: (1) Doutorado: (1) . , Integrantes: Aquilino Senra Martinez - Coordenador / Eugenio Andrade Oliveira - Integrante / Daniel Palma - Integrante / Alessandro da Cruz Gonçalves - Integrante., Financiador(es): Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico - Auxílio financeiro.
2006 - 2008

Influência das Fontes Externas de Nêutrons na Determinação da Curva 1/M, Descrição: Em vários modos de operação de uma usina nuclear é necessário garantir a subcriticalidade do núcleo do reator. Em particular, um destes modos de operação é a partida da usina após um recarregamento do núcleo do reator. O acompanhamento da evolução da multiplicação de nêutrons é realizado através da monitoração da multiplicação subcrítica. A criticalidade deve ser antecipadamente prevista sempre que se for adicionar reatividade positiva ao núcleo do reator. A adição de reatividade pode ser feita através da retirada dos bancos de barras de controle, e o seu controle pode ser realizado tanto por mecanismos externos quanto internos ao reator. A determinação da multiplicação subcrítica é de extrema importância para atingir com segurança a condição de criticalidade em uma usina nuclear. Para esta finalidade, em um projeto anterior da mesma equipe técnica da presente proposta de projeto, foi desenvolvido um sistema computadorizado para o acompanhamento e previsão da multiplicação subcrítica. Com este sistema é possível, através da solução da equação da difusão monitorar a variação da reatividade e executar automaticamente os procedimentos necessários para obter as condições de criticalidade do núcleo do reator, com maior rapidez e confiabilidade. Contudo, no sistema computadorizado citado, não foi considerada a presença de fontes externas de nêutrons, na solução da equação da difusão. Porém, é sabido que tais fontes de nêutrons encontram-se presentes na operação de criticalidade do núcleo de reatores do tipo PWR e desempenham um importante papel na referida operação. O objetivo do presente projeto foi a determinação da influência da presença destas fontes externas de nêutrons na curva 1/M (curva da multiplicação subcrítica), a qual é necessária para que a operação de criticalidade do núcleo do reator seja realizada com segurança. Para alcançar este objetivo, foi desenvolvido um método para solução da equação da difusão com a presença de fontes externas de nêutrons.. , Situação: Concluído; Natureza: Pesquisa. , Alunos envolvidos: Mestrado acadêmico: (2) Doutorado: (2) . , Integrantes: Aquilino Senra Martinez - Coordenador / Eugenio Andrade Oliveira - Integrante / Valmir Pereira - Integrante / Fernando Carvalho da Silva - Integrante., Financiador(es): Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico - Auxílio financeiro.

Projetos de desenvolvimento

2019 - Atual

Modelagem neutrônica e termohidráulica para reconstrução da distribuição da densidade de potência do reator nuclear para propulsão naval, Situação: Em andamento; Natureza: Desenvolvimento. , Alunos envolvidos: Graduação: (6) / Mestrado acadêmico: (10) / Doutorado: (8) . , Integrantes: Aquilino Senra Martinez - Integrante / Su Jian - Coordenador / Alessandro Gonçalves - Integrante., Financiador(es): (CAPES) Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior - Auxílio financeiro.
2017 - 2020

Monitoração da reatividade de um reator PWR a partir das equações modificadas da cinética pontual, Situação: Concluído; Natureza: Desenvolvimento. , Alunos envolvidos: Mestrado acadêmico: (3) Doutorado: (2) . , Integrantes: Aquilino Senra Martinez - Coordenador / Eugenio Andrade Oliveira - Integrante / Daniel Palma - Integrante / ANTOLIN, M.Q. - Integrante / Alessandro Gonçalves - Integrante., Financiador(es): (CNPq) Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico - Auxílio financeiro.
2011 - 2012

Instituto Nacional de Ciência e Tecnologia (INCT) de Reatores Nucleares Inovadores, Situação: Concluído; Natureza: Desenvolvimento. , Alunos envolvidos: Técnico de nível médio: (15) Graduação: (20) / Mestrado acadêmico: (18) / Doutorado: (15) . , Integrantes: Aquilino Senra Martinez - Coordenador / Antonio Carlos Mol - Integrante / Fernando Carvalho da Silva - Integrante / Claubia Pereira Bezerra Lima - Integrante / Antônio Carlos de Oliveira Barroso - Integrante / Celso Marcelo Franklin Lapa - Integrante / Marco Túlio Menna Barreto Vilhena - Integrante / Paulo Augusto Berquó de Sampaio - Integrante / Ricardo Carvalho de Barros - Integrante / Carlos Alberto Brayner de Oliveira Lira - Integrante / Su Jian - Integrante / Eduardo Gomes Dutra do Carmo - Integrante / HEIMLICH, A. - Integrante / Alvim, A. C. A. - Integrante / Alessandro Gonçalves - Integrante., Financiador(es): Ministério da Ciência, Tecnologia e Inovações - Auxílio financeiro.
2010 - 2012

Desenvolvimento do Código Nacional de Física de Reatores (CNFR), Situação: Concluído; Natureza: Desenvolvimento. , Alunos envolvidos: Mestrado acadêmico: (4) Doutorado: (4) . , Integrantes: Aquilino Senra Martinez - Coordenador / Eugenio Andrade Oliveira - Integrante / Fernando Carvalho da Silva - Integrante / Alessandro da Cruz Gonçalves - Integrante / Alvim, A. C. A. - Integrante., Financiador(es): Eletrobrás Termonuclear - Outra.
2019 - Atual

Modelagem neutrônica e termohidráulica para reconstrução da distribuição da densidade de potência do reator nuclear para propulsão naval, Situação: Em andamento; Natureza: Desenvolvimento. , Alunos envolvidos: Graduação: (6) / Mestrado acadêmico: (10) / Doutorado: (8) . , Integrantes: Aquilino Senra Martinez - Integrante / Su Jian - Coordenador / Alessandro Gonçalves - Integrante., Financiador(es): (CAPES) Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior - Auxílio financeiro.
2017 - 2020

Monitoração da reatividade de um reator PWR a partir das equações modificadas da cinética pontual, Situação: Concluído; Natureza: Desenvolvimento. , Alunos envolvidos: Mestrado acadêmico: (3) Doutorado: (2) . , Integrantes: Aquilino Senra Martinez - Coordenador / Eugenio Andrade Oliveira - Integrante / Daniel Palma - Integrante / ANTOLIN, M.Q. - Integrante / Alessandro Gonçalves - Integrante., Financiador(es): (CNPq) Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico - Auxílio financeiro.
2011 - 2012

Instituto Nacional de Ciência e Tecnologia (INCT) de Reatores Nucleares Inovadores, Situação: Concluído; Natureza: Desenvolvimento. , Alunos envolvidos: Técnico de nível médio: (15) Graduação: (20) / Mestrado acadêmico: (18) / Doutorado: (15) . , Integrantes: Aquilino Senra Martinez - Coordenador / Antonio Carlos Mol - Integrante / Fernando Carvalho da Silva - Integrante / Claubia Pereira Bezerra Lima - Integrante / Antônio Carlos de Oliveira Barroso - Integrante / Celso Marcelo Franklin Lapa - Integrante / Marco Túlio Menna Barreto Vilhena - Integrante / Paulo Augusto Berquó de Sampaio - Integrante / Ricardo Carvalho de Barros - Integrante / Carlos Alberto Brayner de Oliveira Lira - Integrante / Su Jian - Integrante / Eduardo Gomes Dutra do Carmo - Integrante / HEIMLICH, A. - Integrante / Alvim, A. C. A. - Integrante / Alessandro Gonçalves - Integrante., Financiador(es): Ministério da Ciência, Tecnologia e Inovações - Auxílio financeiro.
2010 - 2012

Desenvolvimento do Código Nacional de Física de Reatores (CNFR), Situação: Concluído; Natureza: Desenvolvimento. , Alunos envolvidos: Mestrado acadêmico: (4) Doutorado: (4) . , Integrantes: Aquilino Senra Martinez - Coordenador / Eugenio Andrade Oliveira - Integrante / Fernando Carvalho da Silva - Integrante / Alessandro da Cruz Gonçalves - Integrante / Alvim, A. C. A. - Integrante., Financiador(es): Eletrobrás Termonuclear - Outra.
2019 - Atual

Modelagem neutrônica e termohidráulica para reconstrução da distribuição da densidade de potência do reator nuclear para propulsão naval, Situação: Em andamento; Natureza: Desenvolvimento. , Alunos envolvidos: Graduação: (6) / Mestrado acadêmico: (10) / Doutorado: (8) . , Integrantes: Aquilino Senra Martinez - Integrante / Su Jian - Coordenador / Alessandro Gonçalves - Integrante., Financiador(es): (CAPES) Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior - Auxílio financeiro.
2017 - 2020

Monitoração da reatividade de um reator PWR a partir das equações modificadas da cinética pontual, Situação: Concluído; Natureza: Desenvolvimento. , Alunos envolvidos: Mestrado acadêmico: (3) Doutorado: (2) . , Integrantes: Aquilino Senra Martinez - Coordenador / Eugenio Andrade Oliveira - Integrante / Daniel Palma - Integrante / ANTOLIN, M.Q. - Integrante / Alessandro Gonçalves - Integrante., Financiador(es): (CNPq) Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico - Auxílio financeiro.
2011 - 2012

Instituto Nacional de Ciência e Tecnologia (INCT) de Reatores Nucleares Inovadores, Situação: Concluído; Natureza: Desenvolvimento. , Alunos envolvidos: Técnico de nível médio: (15) Graduação: (20) / Mestrado acadêmico: (18) / Doutorado: (15) . , Integrantes: Aquilino Senra Martinez - Coordenador / Antonio Carlos Mol - Integrante / Fernando Carvalho da Silva - Integrante / Claubia Pereira Bezerra Lima - Integrante / Antônio Carlos de Oliveira Barroso - Integrante / Celso Marcelo Franklin Lapa - Integrante / Marco Túlio Menna Barreto Vilhena - Integrante / Paulo Augusto Berquó de Sampaio - Integrante / Ricardo Carvalho de Barros - Integrante / Carlos Alberto Brayner de Oliveira Lira - Integrante / Su Jian - Integrante / Eduardo Gomes Dutra do Carmo - Integrante / HEIMLICH, A. - Integrante / Alvim, A. C. A. - Integrante / Alessandro Gonçalves - Integrante., Financiador(es): Ministério da Ciência, Tecnologia e Inovações - Auxílio financeiro.
2010 - 2012

Desenvolvimento do Código Nacional de Física de Reatores (CNFR), Situação: Concluído; Natureza: Desenvolvimento. , Alunos envolvidos: Mestrado acadêmico: (4) Doutorado: (4) . , Integrantes: Aquilino Senra Martinez - Coordenador / Eugenio Andrade Oliveira - Integrante / Fernando Carvalho da Silva - Integrante / Alessandro da Cruz Gonçalves - Integrante / Alvim, A. C. A. - Integrante., Financiador(es): Eletrobrás Termonuclear - Outra.

Prêmios

2016

Prêmio Lobo Carneiro de Mérito Acadêmico, COPPE.

2015

2016 LAS/ANS Awards - Personality of the Year, LAS/ANS.

2015

Diploma de Submarinista Honorário, Marinha do Brasil.

2013

Medalha Almirante Tamandaré, Marinha do Brasil.

2008

Ordem Nacional do Mérito Científico, Presidência da República.

2006

Prêmio de Destaque na Área de Tecnologia Nuclear, Eletrobrás Termonuclear.

Histórico profissional

Endereço profissional

Universidade Federal do Rio de Janeiro, Coppe. , COPPE/UFRJ Caixa Postal 68509, Ilha do Fundão, 21941914 - Rio de Janeiro, RJ - Brasil - Caixa-postal: 68509, Telefone: (021) 25628159

Experiência profissional

2013 - 2016

Indústrias Nucleares do Brasil

Vínculo: , Enquadramento Funcional: Presidente, Carga horária: 40

1977 - Atual

Universidade Federal do Rio de Janeiro

Vínculo: Servidor Público, Enquadramento Funcional: Professor Titular Por Concurso Público, Carga horária: 40, Regime: Dedicação exclusiva.

Atividades

06/1979
Extensão universitária , Coppe.,Atividade de extensão realizada, Coordenador de projetos de desenvolvimento técnológico.
03/1978
Pesquisa e desenvolvimento, Coppe, Programa de Engenharia Nuclear.,Linhas de pesquisa
03/1978
Ensino, Engenharia Nuclear, Nível: Pós-Graduação,Disciplinas ministradas, Física de Reatores, Física de Reatores Aplicada, Física de Reatores Avançada, Moderação de Nêutrons, Projeto e Análise de Segurança de Instalações Nucleares, Termalização de Nêutrons, Transporte de Nêutrons
03/1978
Ensino,,Disciplinas ministradas, Física de Reatores, Física Moderna, Introdução a Física Nuclear, Termalização de Nêutrons
07/2007 - 02/2013
Direção e administração, Coppe.,Cargo ou função, Diretor de Unidade.
04/2002 - 04/2005
Direção e administração, Coppe.,Cargo ou função, Presidente do Conselho Deliberativo.