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Hugo Moura Dalle

Possui graduação em Engenharia Mecânica pela Universidade Federal de Minas Gerais (1995), mestrado em Ciências e Técnicas Nucleares pela Universidade Federal de Minas Gerais (1999) e doutorado em Engenharia Química pela Universidade Estadual de Campinas (2005). Atualmente é tecnologista da Comissão Nacional de Energia Nuclear. Tem experiência na área de Engenharia Nuclear, com ênfase em Física de Reatores, atuando principalmente nos seguintes temas: neutrônica de reatores de pesquisas (TRIGA e MTR) e potência, simulação neutrônica, transporte por Monte Carlo, análise de criticalidade, análise de blindagem e processamento de dados nucleares.
(Texto informado pelo autor)

Última atualização do currículo em 05/12/2011
Endereço para acessar este CV:
http://lattes.cnpq.br/2575955204376655
Dados pessoais
NomeHugo Moura Dalle
Nome em citações bibliográficasDALLE, H. M.;Dalle, Hugo M.
SexoMasculino
Endereço profissionalComissão Nacional de Energia Nuclear, Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear, Serviço de Engenharia de Reatores.
Avenida Presidente Antônio Carlos, 6.627, Campus da UFMG
Pampulha
31270-901 - Belo Horizonte, MG - Brasil
Telefone: (31) 30693294 Fax: (31) 30693411

Formação acadêmica/Titulação
2002 - 2005Doutorado em Engenharia Química .
Universidade Estadual de Campinas, UNICAMP, Brasil.
Título: Simulação do reator TRIGA IPR R1 utilizando métodos de transporte por Monte Carlo, Ano de Obtenção: 2005.
Orientador: Elias Basile Tambourgi.
1997 - 1999Mestrado em Ciências Técnicas Nucleares .
Universidade Federal de Minas Gerais, UFMG, Brasil.
Título: Cálculo Neutrônico do Reator TRIGA IPR - R1 Utilizando WIMSD4 e CITATION, Ano de Obtenção: 1999.
Orientador: Claubia Pereira Bezerra Lima.
Palavras-chave: TRIGA; Cálculo Neutrônico; Reator de Pesquisas.
1990 - 1995Graduação em Engenharia Mecânica .
Universidade Federal de Minas Gerais, UFMG, Brasil.

Formação complementar
2010 - 2010MCNP / MCNPX Intermediate Training Course. (Carga horária: 40h).
Los Alamos National Laboratory.
2010 - 2010Fundamentos em gerenciamento de projetos - PMBOK. (Carga horária: 16h).
Project Knowledge Management Institute.
2006 - 2006Summer Institute 2006. (Carga horária: 360h).
World Nuclear University.
2005 - 2005Data Libraries for Monte Carlo Transport Calculati. (Carga horária: 40h).
International Atomic Energy Agency.
2002 - 2002Course on SCALE4.4A - Criticality Safety. (Carga horária: 40h).
Oak Ridge National Laboratory.
2002 - 2002Course on SCALE4.4A - Shielding and Terms sources.
Oak Ridge National Laboratory.
2001 - 2001Nuclear Data for Science and Technology. (Carga horária: 120h).
The Abdus Salam International Centre for Theoretical Physics.
2000 - 2000Nuclear Reaction Data and Nuclear Reactors. (Carga horária: 200h).
The Abdus Salam International Centre for Theoretical Physics.
1998 - 1998CTORP -Curso de Operadores de Reatores de Pesquisa. (Carga horária: 120h).
Comissão Nacional de Energia Nuclear.

Atuação profissional
Comissão Nacional de Energia Nuclear, CNEN, Brasil.
Vínculo institucional
1996 - Atual Vínculo: Servidor Público, Enquadramento Funcional: Tecnologista, Carga horária: 40
Atividades
12/2010 - AtualDireção e administração, Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear, .
Cargo ou função
Chefe da Divisão de Reatores e Radiações.
04/2008 - AtualPesquisa e desenvolvimento , Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear, .
Linhas de pesquisa
Coordenação de projeto de pesquisa no CDTN/CNEN-MG "Neutrônica de Instalações Nucleares e Radiativas"
2008 - AtualAtividades de Participação em Projeto, Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear, .
Projetos de pesquisa
Desenvolvimento de novos elementos combustíveis nucleares e materiais e peças para combustíveis nucleares
10/1996 - AtualPesquisa e desenvolvimento , Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear, .
Linhas de pesquisa
Física de Reatores
Neutrônica do núcleo
Análises de transporte por Monte Carlo
Processamento de dados nucleares
Análise de blindagem
Análise de criticalidade
2001 - 2005Atividades de Participação em Projeto, Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear, .
Projetos de pesquisa
Projeto IAEA-RLA/4/018- Management of Spent Fuel from Research Reactor

Linhas de Pesquisa
1. Física de Reatores
Objetivos: Simulações computacionais em Física de Reatores. Cálculos de gerência de núcleo, cálculos de queima, cálculos de blindagem, análise de criticalidade, processamento de dados nucleares, simulações de reatores de pesquisa..
2. Neutrônica do núcleo
3. Análises de transporte por Monte Carlo
4. Processamento de dados nucleares
5. Análise de blindagem
6. Análise de criticalidade
7. Coordenação de projeto de pesquisa no CDTN/CNEN-MG "Neutrônica de Instalações Nucleares e Radiativas"

Projetos de Pesquisa
2008 - AtualDesenvolvimento de novos elementos combustíveis nucleares e materiais e peças para combustíveis nucleares
Descrição: Membro do grupo de calculo em Física de Reatores. Objetivo: Desenvolver um novo modelo de elemento combustível, com maior eficiência energética, para aplicação na Usina Nuclear Angra 2.
Situação: Em andamento; Natureza: Desenvolvimento.
Integrantes: José Afonso Barros Filho - Integrante / Marcelo Antonio Veloso - Integrante / João Roberto Loureiro de Mattos - Coordenador / Moyses A. Navarro - Integrante / Marcio Soares Dias - Integrante / Hugo Cesar Rezende - Integrante / Luis Leite da Silva - Integrante / Outros - Integrante / Hugo Moura Dalle - Integrante.
Financiador(es): Financiadora de Estudos e Projetos - Auxílio financeiro..
2001 - 2005Projeto IAEA-RLA/4/018- Management of Spent Fuel from Research Reactor
Descrição: Membro do grupo de de calculo em Física de Reatores. Objetivos do projeto: "To define the basic conditions for a regional strategy for managing spent fuel which will provide solutions that are in the economic and technological realities of the countries involved( Argentina, Brazil, Chile, Mexico and Peru), and in particular to determine what is needed for the temporary wet and dry storage of spent fuel from research reactors in the countries of the Latin America Region and to establish forms of regional cooperation for final disposal of the spent fuel or its derivatives"..
Situação: Concluído; Natureza: Desenvolvimento.
Integrantes: Gabriel Ruggirelo - Integrante / Jorge Quintana - Integrante / Jorge Medel - Integrante / Claudio Devida - Integrante / Octavio Mutis - Integrante / Ricardo Cuya - Integrante / Guillermo Estryk - Integrante / Alejandro Stankevicius - Integrante / Daniel Gil - Integrante / Luis Leite da Silva - Integrante / Outros - Integrante / Jose Rubens Maiorino - Coordenador / Hugo Moura Dalle - Integrante.
Financiador(es): International Atomic Energy Agency - Auxílio financeiro..

Áreas de atuação
1. Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Nuclear / Subárea: Tecnologia dos Reatores / Especialidade: Física de Reatores.
2. Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Nuclear / Subárea: Tecnologia dos Reatores.
3. Grande área: Ciências Exatas e da Terra / Área: Física / Subárea: Física Nuclear / Especialidade: Reações Nucleares e Espalhamento Geral.
4. Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Nuclear / Subárea: Tecnologia dos Reatores / Especialidade: Materiais Nucleares e Blindagem de Reatores.
5. Grande área: Engenharias / Área: Engenharia Nuclear / Subárea: Tecnologia dos Reatores / Especialidade: Núcleo do Reator.

Idiomas
Português Compreende Bem, Fala Bem, Lê Bem, Escreve Bem.
Inglês Compreende Bem, Fala Bem, Lê Bem, Escreve Bem.
Espanhol Compreende Bem, Fala Bem, Lê Bem, Escreve Razoavelmente.

Prêmios e títulos
2008Destaque do Ano CDTN - Área Técnica, Individual, CDTN/CNEN.
2000Destaque do Ano CDTN - Área Técnica, Individual, CDTN/CNEN.


Produção em C,T & A
Produção bibliográfica
Citações
Web of Science
Total de trabalhos1Total de citações4  
DALLE HM  Data: 01/05/2002
Artigos completos publicados em periódicos
1. da Silva, Clarysson A.M. ; Pereira, Claubia ; Guerra, Bruno T. ; Veloso, Maria Auxiliadora F. ; Costa, Antonella L. ; DALLE, H. M. ; Menezes, Maria Ângela de B.C. . MCNP5 modeling of the IPR-R1 TRIGA reactor for criticality calculation and reactivity determination. Nuclear Engineering and Design (Print), v. 241, p. 4989-4993, 2011.
2. Arione Araujo ; PEREIRA, C. ; DALLE, H. M. ; VELOSO, M. A. F. ; COSTA, A. L. . FLUX AND DOSE RATE EVALUATION OF ITER SYSTEM USING MCNP5. Brazilian Journal of Physics (Impresso), v. 40, p. 50-62, 2010.
3.   DALLE, H. M. ; PEREIRA, C. ; SOUZA, R. M. G. P. . Neutronic Calculation to the TRIGA IPR - R1 Reactor using WIMSD4 and CITATION Codes. Annals of Nuclear Energy, v. 29, n. 8, p. 901-912, 2002.
4. DALLE, H. M. ; JERAJ, R. . Validation of the Monteburns Code for Criticality Calculations of TRIGA Reactors. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, São Paulo, v. 4, n. 2, p. 91-94, 2002.
5. DALLE, H. M. ; MUNIZ, F. J. . Computers Cluster for Parallel Processing with the MCNP4B Code: LINUX + PVM + MCNP4B. Revista Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, São Paulo, v. 4, n. 2, p. 241-244, 2002.
Trabalhos completos publicados em anais de congressos
1. MUNIZ, F. J. ; Azevedo Carlos Vicente Goulart ; DALLE, H. M. . Node Reserve Mechanism (Over Dynamic Load Balancing). In: International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering, 2011, Rio de Janeiro. International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering, 2011.
2. Faria Victor ; Miró Rafael ; Silva Clarysson A. Mello ; PEREIRA, C. ; Verdú Gumersindo ; Barrachina Teresa ; DALLE, H. M. . Neutronic Parameters Characterization of the TRIGA IPR-R1 Using SCALE6.0 (KENO VI). In: International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering, 2011, Rio de Janeiro. International Conference on Mathematics and Computational Methods Applied to Nuclear Science and Engineering, 2011.
3. Mesquita, A. Z. ; SOUZA, R. M. G. P. ; Ferreira, A. V. ; DALLE, H. M. ; COSTA ANTONIO CARLOS LOPES . The Utilization of IPR-R1 TRIGA Nuclear Research Reactor for Educational Purposes in Brazil. In: Nuclear Engineering Science and Technology - NESTet 2011, 2011, Praga. Transactions of Nuclear Education and Training - NESTet2011, 2011.
4. Ferreira, A. V. ; SOUZA, R. M. G. P. ; Mesquita, A. Z. ; DALLE, H. M. ; PAIANO, S. . Brazilian Training Course for Reactor Operators Using IPR-R1 TRIGA. In: RRFM2011 - European Research Reactor Conference, 2011, Rome. Transactions of the RRFM2011, 2011.
5. Mesquita, A. Z. ; Ferreira, A. V. ; COSTA ANTONIO CARLOS LOPES ; DALLE, H. M. ; PALMA, D. A. P. . Coolant Channel Distribution in the Core of the IPR-R1 TRIGA Nuclear Reactor. In: COBEM 2011 21st Brazilian Congress of Mechanical Engineering, 2011, Natal. Procedings of COBEM 2011 21st Brazilian Congress of Mechanical Engineering, 2011.
6. MUNIZ, F. J. ; Azevedo Carlos Vicente Goulart ; DALLE, H. M. . DYNAMIC LOAD-BALANCING SYSTEM APPLIED TO NUCLEAR ENGINEERING. In: 2011 International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2011, 2011, Belo Horizonte. 2011 Internationa lNuclear Atlantic Conference - INAC 2011, 2011.
7. Ferreira, A. V. ; Mesquita, A. Z. ; MARETTI JUNIOR, F. ; SOUZA, R. M. G. P. ; DALLE, H. M. ; PAIANO, S. . THE ROLE OF THE IPR-R1 TRIGA MARK I RESEARCH REACTOR IN NUCLEAR EDUCATION AND TRAINING IN BRAZIL. In: 2011 International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2011, 2011, Belo Horizonte. 2011 International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2011, 2011.
8. SOUZA, R. M. G. P. ; DALLE, H. M. ; CAMPOLINA, D. A. M. . MEASURED AND CALCULATED EFFECTIVE DELAYED NEUTRON FRACTION OF THE IPR-R1 TRIGA REACTOR. In: 2011 International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2011, 2011, Belo Horizonte. 2011 International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2011, 2011.
9. DALLE, H. M. ; CAMPOLINA, D. A. M. . SHIELDING SIMULATION OF THE CDTN CYCLOTRON BUNKER USING MCNP. In: 2011 International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2011, 2011, Belo Horizonte. 2011 International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2011, 2011.
10. DALLE, H. M. ; BIANCHINI, M. ; GOMES, P. C. . A TEMPERATURE DEPENDENT ENDF/B-VI.8 ACE LIBRARY FOR UO2, THO2, ZIRC4, SS AISI-348, H2O, B4C AND AG-IN-CD. In: International Nuclear Atlantic Conferece - INAC2009, 2009, Rio de Janeiro. Proceedings of International Nuclear Atlantic Conferece - INAC2009, 2009.
11. DALLE, H. M. . MONTE CARLO BURNUP SIMULATION OF THE TAKAHAMA-3 BENCHMARK EXPERIMENT. In: International Nuclear Atlantic Conference - INAC2009, 2009, Rio de Janeiro. Proceedings of the International Nuclear Atlantic Conference - INAC2009, 2009.
12. Arione Araujo ; PEREIRA, C. ; DALLE, H. M. ; VELOSO, M. A. F. ; COSTA, A. L. . FLUX AND DOSE RATE EVALUATION OF ITER SYSTEM USING MCNP - A PRELIMINARY SIMULATION. In: International Nuclear Atlantic Conference - INAC2009, 2009, Rio de Janeiro. Proceedings of the International Nuclear Atlantic Conference - INAC2009, 2009.
13. Mesquita, A. Z. ; Marcos Antonio Cândido ; PINTO, A. J. ; DALLE, H. M. . INSTRUMENTED FUEL ELEMENT RECOVERY IN IPR-R1 TRIGA NUCLEAR RESEARCH REACTOR. In: 20th International Congress of Mechanical Engineering - COBEM2009, 2009, Gramado. Proceedings of COBEM 2009, 2009.
14. DALLE, H. M. ; VELOSO, M. A. . MONTE CARLO SIMULATION OF TRIGA IPR-R1: REACTIVITY WORTH, BURNUP, FLUX AND POWER. In: 3rd WORLD TRIGA USERS CONFERENCE, 2006, Belo Horizonte. Proceedings of the 3rd WORLD TRIGA USERS CONFERENCE, 2006.
15. VELOSO, M. A. ; MATTOS, J. R. L. de ; DALLE, H. M. . Subchannel Formulation Applied to TRIGA core Thermal-Hydraulic Analysis.. In: 3rd. World TRIGA Users Conference, 2006, Belo Horizonte. Proceedings of the 3rd. World TRIGA Users Conference, 2006.
16. DALLE, H. M. . Adaptação e utilização do código PULSTRI-1 para simulação de acidente de reatividade no reator TRIGA IPR-R1. In: International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2005, 2005, Santos/SP. Anais da International Nuclear Atlantic Conference 2005, 2005.
17.   DALLE, H. M. ; RUGGIRELO, G. ; STANKEVICIUS, A. ; ESTRYK, G. ; QUINTANA, J. ; DEVIDA, C. ; GIL, D. ; CUYA, R. ; JERAJ, R. ; TAMBOURGI, E. B. . Benchmark Measurements and Calculations of U3Si2-Al MTR Fuel Plates With Burned Fuel. In: International Conference on Research Reactor Utilization, Safety, Decommissioning, Fuel and Waste Management, 2003, Santiago. International Conference on Research Reactor Utilization, Safety, Decommissioning, Fuel and Waste Management, 2003.
18. DALLE, H. M. ; TAMBOURGI, E. B. . Shielding and Criticality Safety Analyses of a Latin American Cask for Transportation and Interim Storage of Spent Fuel from Research Reactors. In: International Conference on Research Reactor Utilization, Safety, Decommissioning, Fuel and Waste Management, 2003, Santiago. International Conference on Research Reactor Utilization, Safety, Decommissioning, Fuel and Waste Management, 2003.
19. DALLE, H. M. ; MUNIZ, F. J. . Computers Clusters for Parallel Processing with the MCNP4B Code: Linux + PVM + MCNP4B. In: International Nuclear Atlantic Conference - INAC2002, 2002, Rio de Janeiro. INAC2002 Proceedings, 2002.
20. DALLE, H. M. ; JERAJ, R. . Validation of the Monteburns Code for Criticality Calculations of TRIGA Reactor. In: International Nuclear Atlantic Conference - INAC2002, 2002, Rio de Janeiro. INAC2002 Proceedings, 2002.
21. DALLE, H. M. ; JERAJ, R. ; TAMBOURGI, E. B. . Characterization of Burned Fuel of the TRIGA IPR - R1 Research Reactor Using Monteburns Code. In: 24th International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors - RERTR2002, 2002, Bariloche. 24th International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors - RERTR2002, 2002.
22. DALLE, H. M. ; PEREIRA, C. . Simulação com WIMSD4 e CITATION do TRIGA Mark II Benchmark Experiment. In: XII Encontro Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 2000, Rio de Janeiro. XII Encontro Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 2000.
23. DALLE, H. M. ; PEREIRA, C. ; SOUZA, R. M. G. P. . Simulação com WIMSD4 e CITATION de Cinco Configurações de Núcleo do Reator TRIGA IPR - R1. In: XII Encontro Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 2000, Rio de Janeiro. XII Encontro Nacional de Física de Reatores e Termohidráulica, 2000.
24. DALLE, H. M. . Considerações sobre BNCT. In: VII Congresso Geral de Energia Nuclear - CGEN, 1999, Belo Horizonte. Anais do VII CGEN, 1999.
Apresentações de Trabalho
1. DALLE, H. M. . The Present Neutronic Calculation Methodology of the TRIGA IPR - R1 Nuclear Research Reactor. 2000. (Apresentação de Trabalho/Seminário).
2. DALLE, H. M. . Neutronic Calculation of the TRIGA IPR - R1 Research Reactor. 2000. (Apresentação de Trabalho/Outra).
Demais tipos de produção bibliográfica
1. DALLE, H. M. . NI - SETRE 01/10 2010 (Nota Interna CDTN/CNEN).
2. DALLE, H. M. . NI - SETRE 02/10 2010 (Nota Interna CDTN/CNEN).
3. DALLE, H. M. . NI - SETRE 06/10 2010 (Nota Interna CDTN/CNEN).
4. MUNIZ, F. J. ; DALLE, H. M. . Sistema para processamento paralelo - Cluster 2010 (Nota Interna CDTN/CNEN).
5. DALLE, H. M. . Simulação do Benchmark Takahama-3 com Monteburns. 2008 (Nota Interna CDTN/CNEN).
6. DALLE, H. M. . Simulação da Blindagem do Bunker do Cíclotron Utilizando MCNP 2007 (Nota Interna CDTN/CNEN-MG).
7. DALLE, H. M. ; BIANCHINI, M. ; GOMES, P. C. . Geração de Biblioteca Contínua Multi-temperaturas para MCNP e sua Utilização em Cálculos Benchmark para Tório. 2007 (Nota Interna CDTN/CNEN-MG).
8. DALLE, H. M. . Geração de uma biblioteca contínua multi-temperaturas para simulação do Labgene com MCNP. 2006 (Nota Interna CDTN/CNEN-MG).
9. DALLE, H. M. . Renascimento Nuclear - causas e desafios na visão do Curso de Verão da Universidade Nuclear Mundial. 2006 (Nota Interna CDTN/CNEN-MG).
10. Adelfang Pablo ; Aguilar H F ; DALLE, H. M. ; MAIORINO, J. R. ; OUTROS, . Spent Fuel Management Options for Research Reactors in Latin America (IAEA-TECDOC-1508). Viena 2006 (IAEA-TECDOC).
11. DALLE, H. M. . Avaliação neutrônica do Reator TRIGA IPR-R1 - Configuração com 63 elementos combustíveis e barra de regulação em F16 2003 (Nota Interna CDTN/CNEN).
12. DALLE, H. M. . Adaptação e utilização do Código PULSTRI1 para simulação de acidentes de reatividade no Reator TRIGA IPR-R1 2003 (Nota Interna CDTN/CNEN).
13. DALLE, H. M. . Simulação do Reator TRIGA IPR-R1 com Monteburns 2002 (Nota Interna CDTN/CNEN).
14. DALLE, H. M. . Implantação de um Cluster de Computadores Linux para Processamento Paralelo e sua Utilização na Simulação com MCNP4B do Núcleo BOL do Reator TRIGA IPR - R1 2001 (Nota Interna CDTN/CNEN).
15. DALLE, H. M. . Medidas Adicionais Necessárias para Validação da Metodologia de Cálculo Neutrônico do Reator IPR - R1 1999 (Nota Interna CDTN/CNEN).
16.   DALLE, H. M. . Avaliação Neutrônica do Reator TRIGA IPR - R1 para Operação a 250 KW 1999 (Nota Interna CDTN/CNEN).
17. DALLE, H. M. ; BARROS FILHO, J. A. ; CARNEIRO, F. A. N. ; ALDAMA, D. L. . Validação da Metodologia de Cálculo Neutrônico do Reator TRIGA IPR - R1 1998 (Nota Interna CDTN/CNEN).
18. DALLE, H. M. ; BARROS FILHO, J. A. ; CARNEIRO, F. A. N. . Cálculo de Excesso de Reatividade e Valor de Barras para Determinação de uma Configuração de Teste para o IPR - R1 a 250 KW 1998 (Nota Interna CDTN/CNEN).
19. DALLE, H. M. . Solução da Equação da Difusão de Calor por Elementos Finitos - Programa ISOMENU 1998 (Nota Interna CDTN/CNEN).

Bancas
Participação em bancas examinadoras
Dissertações
1. Oliveira, A. H.; DALLE, H. M.; Ferreira, A. V.; Mesquita, A. Z.. Participação em banca de Dante Marco Zangirolami. FLUXO NEUTRÔNICO A 100 KW NOS TERMINAIS DE IRRADIAÇÃO DO REATOR TRIGA IPR-R1. 2009. Dissertação (Mestrado em Ciências Técnicas Nucleares) - Universidade Federal de Minas Gerais.
2. VELOSO, M. A. F.; COSTA, A. L.; DALLE, H. M.. Participação em banca de Daniel de Almeida Magalhães Campolina. Desenvolvimento de uma Inteface entre os Códigos MCNP e ORIGEN para Cálculos de Evolução de Combustíveis em Sistemas Nucleares - Projeto Inicial. 2009. Dissertação (Mestrado em Ciências Técnicas Nucleares) - Universidade Federal de Minas Gerais.
3. PEREIRA, C.; VELOSO, M. A. F.; COSTA, A. L.; DALLE, H. M.. Participação em banca de Graiciany de Paula Barros. Estudo Inicial de um ADS para Produção de U233 Utilizando o Código MCNPX. 2009. Dissertação (Mestrado em Ciências Técnicas Nucleares) - Universidade Federal de Minas Gerais.

Eventos
Participação em eventos
1. Workshop on Data Libraries for Monte Carlo Transport Calculations.Workshop on Data Libraries for Monte Carlo Transport Calculations. 2005. (Outra).
2. Latin America and Caribbean Regional Workshop on Research Reactors.Latin America and Caribbean Regional Workshop on Research Reactors. 2005. (Outra).
3. International Conference on Research Reactor Utilization, Safety, Decommissioning, Fuel and Waste Management.International Conference on Research Reactor Utilization, Safety, Decommissioning, Fuel and Waste Management. 2003. (Congresso).
4. II Regional Workshop on Options for Storage of Spent Fuel From Research Reactor.II Regional Workshop on Options for Storage of Spent Fuel From Research Reactor. 2003. (Outra).
5. ENFIR - Encontro Nacional de Física de Reatores.International Nuclear Atlantic Conference - INAC2002. 2002. (Congresso).
6. 24th International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors - RERTR2002.24th International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors - RERTR2002. 2002. (Encontro).
7. Regional Workshop on SCALE4.4A.Regional Workshop on SCALE4.4A. 2002. (Outra).
8. Regional Workshop on SCALE4.4A II.Regional Workshop on SCALE4.4A II. 2002. (Outra).
9. 2nd Workshop on Characterization of Spent Fuel from Reserach Reactors.2nd Workshop on Characterization of Spent Fuel from Reserach Reactors. 2002. (Outra).
10. Workshop on Hybrid Nuclear Systems for Energy Production, Utilisation of Actinides and Transmutation of Long-Lived Radioactive Waste.Workshop on Hybrid Nuclear Systems for Energy Production, Utilisation of Actinides and Transmutation of Long-Lived Radioactive Waste. 2001. (Outra).
11. Workshop on Nuclear Data for Science and Technology: Accelerator Driven Waste Incineration.Workshop on Nuclear Data for Science and Technology: Accelerator Driven Waste Incineration. 2001. (Outra).
12. Workshop on Research Reactor Spent Fuel Characterization.Workshop on Research Reactor Spent Fuel Characterization. 2001. (Outra).
13. Workshop on Nuclear Reaction Data and Nuclear Reactors: Physics, Design and Safety.Workshop on Nuclear Reaction Data and Nuclear Reactors: Physics, Design and Safety. 2000. (Outra).
Organização de eventos
1. MATTOS, J. R. L. de ; ARCURI FILHO, R. ; WIELAND, P. ; Almeida I. P. S. ; DIAS, M. S. ; VASCONCELOS, V. ; DALLE, H. M. ; SILVA, P. A. B. ; ATALLA, D. L. ; GUIMARAES, L. S. ; SOUZA, P. R. ; SILVA, A. C. E. ; GUIMARAES, L. N. F. ; MELKI JUNIOR, A. ; COSTA, R. V. ; VIEIRA NETO, A. S. . II Meeting on Nuclear Industry (II Enin) - INAC2011. 2011. (Congresso).

Orientações
Orientações em andamento
Iniciação científica
1. Fernanda Pereira Guimarães. Investigações Teórico-experimentais da Estratificação Térmica. Início: 2008. Iniciação científica (Graduando em Engenharia Mecânica) - Universidade Federal de Minas Gerais, Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de Minas Gerais. (Orientador).
Supervisões e orientações concluídas
Iniciação Científica
1. João Paulo de Andrade Ferreira Pinto. Investigações Teórico-experimentais da Estratificação Térmica. 2008. Iniciação Científica. (Graduando em Engenharia Mecânica) - Universidade Federal de Minas Gerais, Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de Minas Gerais. Orientador: Hugo Moura Dalle.

Outras informações relevantes 
Expert da Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA) na área de Monte Carlo Burnup. Projeto PER/4/023 - Modernizing and Improving the Utilization of the RP10 Reactor..
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