Aquilino Senra Martinez

Instituição:

Universidade Federal do Rio de Janeiro

Centro:

Centro de Tecnologia

Unidade:

Coordenação dos Programas de Pós-Graduação de Engenharia

Departamento:

Programa de Engenharia Nuclear/COPPE

ORCID:

https://orcid.org/0000-0001-7825-7330


Formação:

  • Universidade Federal do Rio de Janeiro

    Engenharia Nuclear | Doutorado | 1979 - 1983

  • Universidade Federal do Rio de Janeiro

    Engenharia Nuclear | Mestrado | 1975 - 1977

  • Universidade do Estado do Rio de Janeiro

    Física | Graduação | 1971 - 1974
Laboratórios:
Nuvens de Palavras:
Artigos:
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Titulo DOI Ano
An Analytical Approximation For The Generalized Interference Term Using Kaniadakis Distribution 2019
The Calculation of the Reactivity by a Modified Set of Point Kinetic Equations 2018
Empirical Model for Mean Generation Time Adjustment Factor for Cassical Point Reactor Kinetic Equations 2017
GPU Based Mixed Precision PWR Depletion Calculation 2016
The Influence in Disregarding the First Approximation of Bethe-Plackzec in the Calculation of Resonance Self-shielding Factors 2014
A New Formulation for the Doppler Broadening Function Relaxing the Approximations of Beth-Plackzec 2013
Modelling of Spallation Source for a ADS Reactor Using the MCNPX and Geant4 Packages for Sensitivity Analysis of Reactivity 2013
Analytical Method for Reconstruction Pin to Pin of Nuclear Power Density Distribution 2013
Study for Identification of Control Rod Drops in PWR Reactors at Any Burnup Step 2013
An Analytical Formulation for Doppler Broadening Function Additional Term Using Expansions of Salzer 2013
A New Formulation for Self-Shielding Factors Using the Asymptotic Expansion of the Integral Exponential Function 2012
An Approximation for the Interference Term Applied to the Calculation of the Average Scattering Cross Section Using Fourier Series 2012
Nodal Expansion Method Improved Neutron Leakage Treatment for Small Reactors 2012
Real-Time Monitoring of the Neutron Capture Cross Section in the IPR-R1 TRIGA Research Reactor as a Fuel Temperature Function 2011
Real-Time Monitoring of Power and Neutron Capture Cross Section of Nuclear Research Reactor 2011
Influence of External Source Location in the Reactivity Calculation 2011
New Procedure for Criticality Search Using Coarse Mesh Nodal Methods 2011
Solution of the Isotopic Depletion Equations Using the Decomposition Method and Analytical Solutions 2011
An Alternative Solver for the Nodal Expansion Method Equations 2010
Depletion Calculation for a Nodal Reactor Physics Code 2010
Real-Time Monitoring of the Neutron Capture Cross Section in the IPR-R1 TRIGA Research Reactor as a Fuel Temperature Function 2010
An Analytical Method for the Prediction of Transients With Temperature Feedback 2010
Inverse Kinetics for Subcritical Systems With Variating External Sources 2010
An Analytical Approximation for the Prediction of Transients With Temperature Feedback 2010
Estudo Termo-Mecânico do Efeito de Novos Modelos de Condutividade Térmica do UO2 Utilizando o Código FRAPCON-3 2010
Inverse Kinetics for Subcritical Systems 2009
An Alternative Technique for the Implementation of Analytical Approximation for Transients With Temperature Feedback 2009
Fast Three-Dimensional Core Optimization Based On Modified One-Group Model 2009
Analytical Calculation of the Average Scattering Cross sections Using Fourier Series 2009
Analytical Solution of the Point Kinetics Equations in Subcritical Systems for Linear Reactivity Variation and External Sources 2009
Variations on the Resonant Self-Shielding Factors in Processes With Temperature Feedback 2009
Analytical Solution of Point Kinetics Equations During the Start-Up of a Nuclear Reactor With Multiple Withdraw Stages of Control Rods 2009
Aproximações Analíticas Para os Fatores de Auto-proteção Ressonantes 2008
Lagrange Polynomial Interpolation Method Applied in the Calculation of the J Function 2008
New Approximations for the Doppler Broadening Function Applied to the Calculation of Resonance Self-shielding FactorR 2008
New Approximations for the Interference Term Applied to the Calculation of Scattering Cross Section of the Isotope 238U 2008
Utilização do Método de Diferenças Finitas de Malha Grossa Analítico para a Solução Numérica da Equação de Difusão de Nêutrons 2008
Uma Nova Aproximação para a Função de Alargamento Doppler Utilizando o Método da Sérire de Fourier 2008
A New Expression for the Doppler Broadening Function Based on the Fourier Cosine Transform 2007
Comparative Analysis Among Several Methods Used to Solve the Point Kinetic Equations 2007
The Kinetic of Subcritical Systems 2007
Subcriticality Calculation in Nuclear Reactor With External Neutron Sources 2007
An Approximation to the Interference Term Using Frobenius Method 2007
A New Formulation for Resonance Self-Shielding Factors 2007
Uma Análise Numérica de Novas Formulações para os Fatores de Auto-proteção Ressonante 2007
Um Método Eficiente para Cálculo da Função J 2007
Validação de uma Nova Formulação para as Seções de Choque de Espalhamento e Absorção para os Isótopos 238U, 232Th e 240Pu 2007
Using the ACMFD for the Numerical Solution of the Three-dimensional Neutron Difusion Equation 2007
Monitoração da Reatividade Através do Histórico da Potência Nuclear 2006
Aperfeiçoamento do Método de Confinamento da Rigidez Para Solução das Equações da Cinética Pontual 2006
Neural Redundancy Applied to the Parity Space for Signal Validation 2005
Aproximação da Função de Alargamento Doppler Através do Método de Frobenius 2005
Determinação da Barra de Controle Mais Reativa Usando o Método dos Pseudo-Harmônicos 2005
Analytical Approximations for Wide and Narrow Resonances 2005
Otimização da Eficiência Térmica de Uma Usina Nuclear do Tipo PWR 2005
Melhorias no Processamento de Rejeitos Líquidos Radioativos em Usinas PWR 2005
Solução das equações adjuntas de balanço de nêutrons para ressonâncias largas 2004
Método Numérico para Determinação do Evento Acidental de Queda de Barras de Controle em Reatores Térmicos 2004
Aceleração do Método Nodal NEM Usando Diferenças Finitas de Mallha Grossa 2003
Solução das Equações P1 Adjuntas para Moderação de Nêutrons 2002
Formulação de Diferenças Finitas de Malha Grossa para Cálculo do Fluxo Adjunto Matemático 2002
Determinação do Perfil da Curva 1/M em função da posição dos Bancos de Barras de Controle 2002
Aproximação para o Espectro Adjunto de Nêutrons 2002
Metodologia Simplificada para Cálculos das Constantes das Células de Controle para a Cinética Espacial 2002
Sistema de Identificação de Transientes com Inclusão de Ruídos e Indicação de Eventos Desconhecidos 2002
Estudo da Otimização da Eficiência de Reator PWR em Função das Extrações de Vapor da Turbina 2002
Impactos da Operação Reativa do Turbogerador na Queima do Combustível Nuclear 2002
Sistema de Auxílio ao Operador para Identificação Dinâmica de Transientes em Centrais Nucleares 2002
O Uso das Aproximações de Padé na Determinação da Função de Alargamento Doppler 2000
Análise Comparativa Entre os Métodos de Obtenção e das Soluções das Equações P1 e B1 para Moderação de Nêutrons 2000
Solução do Sistema de Equações P1 Sem Equações Diferenciais Acopladas 2000
Sistema de Equações P1 Adjuntas para a Moderação de Nêutrons 2000
Um Novo Método para Cálculo do Espectro Adjunto de Nêutrons 1999
Análise da Recuperação do Comportamento Assintótico do Espectro de Nêutrons 1999
A Simulator-Independent Optimization Tool Based On Genetic Algorithm Applied to Nuclear Reactor 1999
Learning an Optimized Classification System from Data Base of Time Series Patterns Using Genetic Algorithms. 1998
Sistema para Previsão e Determinação da Multiplicação Subcrítica 1997
Otimização de Projetos de Reatores Nucleares Baseada em Algoritmos Genéticos 1997
Improvements on the Calculation of the Epithermal Disadvantage Factor for Thermal Nuclear Reactors 1997
Modelagem do Conhecimento para Sistemas Inteligentes de Monitoração em Segurança de Usinas Nucleares 1997
Sistema de Monitoração do Inventário do Reator para a Usina Nuclear Angra 1 1996
Tratamento das Flutuações das Taxas de Partida para a Monitoração da Subcriticalidade do Núcleo 1996
Estimativas das Variações das Seções de Choque Mediadas nos Fluxos Direto e Adjunto 1995
Real Time Diagnosis of Nuclear Reactor Accidents With Neural Network 1995
Efeito da Reatividade das Barras de Controle e Defeito de Potência nas Operações de Boração e Diluição 1994
Correção de Dancoff em Geometria com Vazio e Revestimento 1994
Um Sistema de Análise de Trip em Reatores PWR Utilizando Redes Neuronais 1993
Aspectos Gerais do Planejamento da Emergência em Instalações Industriais 1992
Otimização dos Processos de Boração e Diluição em Função da Variação de Portência 1991
O Efeito da Região de Vazio na Correção de Dancoff 1991
O Efeito de Sombreamento no Cálculo da Taxa de Reação 1990
Validação para Grupos de Medidas Redundantes 1990
RTVD - An Expert System for Development of Real-Time Applications in Nuclear Power Plants 1989
A Computerized System for Analysis and Treatment of Redundant Measurements 1989
Cálculo da Correção de Dancoff para Células Cilíndricas Incluindo a Região de Vazio 1989
Aproximação para as Derivadas Parciais da Função J em Relação a Beta 1989
An Improved Resonance Integral Method Evaluation 1988
Improving SPDS for Normal Operation 1988
A Influência da Temperatura na Caracterização da Ressonância Nuclear 1986
O Desenvolvimento de um Sistema de Supervisão de Parâmetros de Segurança 1986
Nova Metodologia para Cálculo Analítico das Integrais de Ressonância em Meios Heterogêneos 1986
A New Concept of Safety Parameter Display System 1986
Desenvolvimento de um Sistema de Supervisão de Parâmetros de Segurança para a Usina Angra 1 1986
Análise do Efeito da Fuga de Nêutrons na Determinação das Constantes de Macrogrupo 1986
Uma Aproximação Analítica para a Integral de Ressonância 1985
Desenvolvimento de Metodologia de Geração de Constantes Materiais para o Código FLARE-G 1983
Background Cross Section for Epithermal Spectrum Calculation In Thermal Reactors 1982
Uma Nova Formulação para o Problema da Homogeneização da Célula de Combustível 1982
Comparação dos Modelos de Moderação e Termalização de Nêutrons em Reatores a Água Leve 1979
Aproximação Para a Probabilidade de Escape de Nêutrons de um Meio Absorvedor 1979
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