doi ISSN On the Neutron multi-group kinetic diffusion equation in a heterogeneous slab: An exact solution on a finite set of discrete points (Annals of Nuclear Energy)

doi ISSN On an analytical evaluation of the flux and dominant eigenvalue problem for the steady state multi-group multi-layer neutron diffusion equation (Kerntechnik (1987))

doi On the Analytical Solution of the Multi-Group Neutron Diffusion Kinetic Equation in One-Dimensional Cartesian Geometry by an Integral Transform Technique (Integral Methods in Science and Engineering: Computational and Analytic Aspects)

O Papel da Energia Nuclear na Matriz Energética Brasileira: Aspectos Socioeconômicos e Ambientais (International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2017)

On progress of the solution of the stationary 2-dimensional neutron diffusion equation: A polynomial approximation method with error analysis (International Nuclear Atlantic Conference)

ON AN EVALUATION OF THE CONTINUOUS FLUX AND DOMINANT EIGENVALUE PROBLEM FOR THE STEADY STATE MULTI-GROUP MULTI-LAYER NEUTRON DIFFUSION EQUATION (International Nuclear Atlantic Conference - INAC)

On the Analytical Solution of the Multi Group Neutron Diffusion Kinetic Equation in a Multilayered Slab (International Nuclear Atlantic Conference - INAC)

Solução da Equação de Difusão de Nêutrons em Geometria Retangular pela Técnica da Diagonalização de Matrizes (CILAMCE 2010 ‐ XXXI Iberian Latin American Congress on Computational Methods in Engineering)

An Analytical Solution of the One-Dimensional Neutron Diffusion Kinetic Equation in Cartesian Geometry (4th International Nuclear Atlantic Conference - INAC)

Estudo Comparativo de Métodos de Solução para o Modelo de Difusão de Nêutrons para uma Placa Plana Composta de duas Regiões (VIII Encontro Regional de Matemética Aplicada e Computacional)

Métodos Matemáticos Aplicados na Análise da Dispersão de Contaminantes em Rios (I INTEGRA EAS)

Solução da Equação Unidimensional de Dispersão de Contaminantes em Rios por Série de Potências (32ª Jornada Acadêmica Integrada - UFSM)

Solução Analítica da Equação de Dispersão de Contaminantes em Rios para um Caso Unidimensional (XXXI Jornada Acadêmica Integrada - UFSM)

On the analytical solution of the multi-group neutron kinetic diffusion equations in one-dimensional Cartesian geometry by the integral transform technique. (International Conference on Integral Methods in Science and Engineering)

Estudo do Transporte de Partículas Neutras em Sistemas ADS (Accelerator Driven System) (23ª Jornada Acadêmica Integrada)

Estudo da Física e Simulação de Fontes de Nêutrons para Sistemas ADS (22ª Jornada Acadêmica Integrada)

Methods for Computing Eigenvalues of the Neutron Transport Equation by Sn Method using Direct and Adjoint Solutions (XXIX Congresso Nacional de Matemática Aplicada e Computacional)

Solução da Equação de Transporte de Partículas Neutras utilizando Computação Algébrica (XX Jornada Acadêmica Integrada)

Solução da Equação de Transporte de Partículas Neutras utilizando Computação Algébrica Através do Método da Transformada de Laplace (21ª Jornada Acadêmica Integrada)

Lideranças femininas: desafios e superações

Física Quântica

On progress of the solution of the stationary 2-dimensional neutron diffusion equation: A polynomial approximation method with error analysis

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Solução da Equação de Transporte de Partículas Neutras utilizando Computação Algébrica

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Relatório técnico-científico e financeiro - PDJ/CNPq - Projeto 500807/2014-0

Revisão de resumo submetido ao XXXVI Congresso Nacional de Matemática Aplicada e Computacional (CNMAC 2016)

Revisão de trabalhos completos submetidos ao XXXVI Congresso Nacional de Matemática Aplicada e Computacional (CNMAC 2016)

Revisão de trabalhos completos - International Nuclear Atlantic Conference (INAC 2015) - ISBN: 978-85-99141-06-9

Estágio Supervisionado na Empresa BRASPLAN Meio Ambiente e Energia

Energia Solar Fotovoltaica: Geração Distribuída e os Principais Impactos Ambientais

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