UFABC-professores-CECS

Pedro Carlos Russo Rossi

Possui graduação em Física pela Universidade Federal de São Carlos (2005). Doutor em tecnologia nuclear - reatores pela Universidade de São Paulo (2011). Tem experiência na área de Física, com ênfase em Processos de Colisão e Interações de Átomos e Moléculas e Engenharia de Reatores, com ênfase em Física de Reatores, Equação de Transporte, Equação de Difusão, Núcleo do Reator, Combustiveís, Blindagem e Simulação em Monte Carlo. (Texto informado pelo autor)

  • http://lattes.cnpq.br/6248399448334328 (19/02/2023)
  • Rótulo/Grupo: CECS
  • Bolsa CNPq:
  • Período de análise: 2015-HOJE
  • Endereço: Universidade Federal do ABC, Centro de Engenharia, Modelagem e Ciências Sociais Aplicadas. Avenida dos Estados, 5001 Santa Terezinha 09210580 - Santo André, SP - Brasil Telefone: (11) 959171423 URL da Homepage: http://www.ufabc.edu,br
  • Grande área: Engenharias
  • Área: Engenharia Nuclear
  • Citações: Google Acadêmico

Produção bibliográfica

Produção técnica

Produção artística

Orientações em andamento

Supervisões e orientações concluídas

Projetos de pesquisa

Prêmios e títulos

Participação em eventos

Organização de eventos

Lista de colaborações


Produção bibliográfica

Produção técnica

Produção artística

Orientações em andamento

Supervisões e orientações concluídas

Projetos de pesquisa

  • Total de projetos de pesquisa (2)
    1. 2021-Atual. Desenvolvimento de baterias nucleares a partir da tecnologia de micro reatores para geração de eletricidade
      Descrição: Estudar propostas de micro reatores nucleares com potência elétrica entre 50 kW e 5 MW baseadas nos desenvolvimentos de reatores espaciais e no reator de referência proposto pelo Idaho National Laboratory (INL). Este projeto visa introduzir a área nuclear no mercado de micro geração de eletricidade competindo a energia solar fotovoltaica distribuída (telhado de casas) e geradores diesel. As aplicações incluem instalações comerciais e industriais, instalações militares, localidades remotas como na Amazônia, postos de abastecimento de carros elétricos e geração híbrida com fontes renováveis variáveis. Os objetivos do projeto são: ciclo de operação da instalação de 15 anos sem necessidade de combustível nuclear novo; prevê-se apenas manutenções periódicas; geração de potência pode ser contínua ou de seguimento de carga. A instalação é quase que integralmente construída em fábrica, é pequena o suficiente para ser transportada para o sítio de operação via trem ou caminhão e pode ser montada no sítio em 1 a 2 meses. Quanto a tecnologia, trata-se de um reator rápido sólido com combustível nuclear HALEU (enriquecimento menor que 20 %) e/ou combustível irradiado, isto é, combustível já utilizado em reatores de potência convencionais como Angra 1 e 2. A utilização de combustível irradiado permite a reciclagem deste material nuclear evitando que se transforme em rejeito radioativo que necessita armazenamento por milhares de anos. A transferência do calor nuclear ocorre por condução até tubos localizados na interface núcleo-refletor e destes até o sistema de geração de potência. As tecnologias de transferência de calor consideradas são heat pipe ou circulação forçada de gás e as tecnologias de geração de potência, motores Stirling ou ciclo Brayton. A tecnologia de heat pipe apresenta a vantagem de ser um sistema passivo. Financiamento: CNPq via: 1) bolsa de produtividade em pesquisa para João M L Morreira e 2) bolsa de pós-doutorado do INCT-FNA para Horus Ibrahim Orlandi. Situação: Em andamento; Natureza: Pesquisa. Integrantes: Pedro Carlos Russo Rossi - Integrante / MOREIRA, JOÃO M.L. - Coordenador / Horus Ibrahim Orlandi - Integrante / Adolfo Aguiar Braid - Integrante.
      Membro: Pedro Carlos Russo Rossi.
    2. 2017-2019. Incorporação de dados reais das usinas nucleares no plano preliminar de descomissionamento da CNAAA
      Descrição: Revisão do plano preliminar de descomissionamento (PPD) da Central Nuclear Almirante Alvaro Alberto (CNAAA) incluindo informações reais sobre o estado do sítio. Contrato No. GCN.A/CT-4500192920. Valor do projeto: R$ 245.000,00. Neste projeto serão: a) detalhados todos os capítulos do PPD segundo documentos da Agência Internacional de Energia Nuclear; b) incluídos dados reais sobre rejeitos radioativos e custos de descomissionamento; c) incluídos todos os comentários feitos pela empresa Enercon Federal Services (EUA) ao PPD preparado pela UFABC. Situação: Concluído; Natureza: Pesquisa. Alunos envolvidos: Graduação: (2) / Doutorado: (4) . Integrantes: Pedro Carlos Russo Rossi - Integrante / João Manoel Losada Moreira - Coordenador / Deiglys B Monteiro - Integrante / Guiou Kobayashi - Integrante.
      Membro: Pedro Carlos Russo Rossi.

Prêmios e títulos

  • Total de prêmios e títulos (0)

    Participação em eventos

    • Total de participação em eventos (0)

      Organização de eventos

      • Total de organização de eventos (0)

        Lista de colaborações

        • Colaborações endôgenas (1)
          • Pedro Carlos Russo Rossi ⇔ José Rubens Maiorino (10.0)
            1. MONTEIRO, DEIGLYS BORGES ; GONÇALVEZ, LETÍCIA CAROLINE ; MAIORINO, José Rubens ; ROSSI, Pedro Carlos Russo. Molten Salt Reactor thermal-fluid dynamics evaluation using a CFD code for a theoretical power density distribution. BRAZILIAN JOURNAL OF RADIATION SCIENCES. v. 10, p. 1-10, issn: 2319-0612, 2022.
            2. LARANJO DE STEFANI, GIOVANNI ; LOSADA MOREIRA, JOÃO MANOEL ; MAIORINO, José Rubens ; RUSSO ROSSI, PEDRO CARLOS. Detailed neutronic calculations of the AP1000 reactor core with the Serpent code. PROGRESS IN NUCLEAR ENERGY. v. 116, p. 95-107, issn: 0149-1970, 2019.
            3. MAIORINO, JOSE R. ; STEFANI, GIOVANNI LARANJO ; MOREIRA, JOÃO M.L. ; ROSSI, PEDRO C.R. ; SANTOS, THIAGO A.. Feasibility to convert an advanced PWR from UO2 to a mixed U/ThO2 core - Part I: Parametric studies. ANNALS OF NUCLEAR ENERGY. v. 102, p. 47-55, issn: 0306-4549, 2017.
            4. MAIORINO, JOSE R.; MOREIRA, João Manoel Losada ; STEFANI, G. L. ; SANTOS, T. A. ; ROSSI, P. C. R.. Possibilidades para o Uso do Tório como Fonte de Energia Primária para a Geração de Eletricidade. Em: João Manoel Losada Moreira; Reynaldo Palacios-Bereche; José Rubens Maiorino. (Org.). QUESTÕES SOBRE ENERGIA. 1ed.Rio de Janeiro. : Editora Interciência. 2016.v. 1, p. 327-351.
            5. MOREIRA, João Manoel Losada ; CARAJILESCOV, P. ; MAIORINO, JOSE R. ; Segabinaze, R.O. ; Kobayashi G. ; ROSSI, Pedro Carlos Russo ; BUSSE, A. L. ; MONTEIRO, D. B. ; SILVA, C.R. ; STEFANI, G. L. ; SHIMOKAWA, J. O. ; SANTOS, T. A.. Descomissionamento das Usinas Nucleares do Brasil. Em: João Manoel Losada Moreira; Reynaldo Palacios-Bereche;José Rubens Maiorino. (Org.). QUESTÕES SOBRE ENERGIA. 1ed.Rio de Janeiro. : Editora Interciência. 2016.v. 1, p. 353-382.
            6. GONZALVEZ, L. C. ; MAIORINO, JOSÉ RUBENS ; MONTEIRO, D. B. ; ROSSI, P. C. R.. A review of thorium utilization in Molten Salt Reactors: concepts, technology and calculation methodologies. Em: 2019 International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2019, v. 1, p. 1-15, 2019.
            7. STEFANI, G. L. ; MAIORINO, José Rubens ; MOREIRA, João Manoel Losada ; SANTOS, T. A. ; ROSSI, Pedro Carlos Russo. Feasibility to convert an advanced PWR from UO2 to a mixed (U,Th)O2 core. Em: 2017 International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2017, v. 1, p. 1-17, 2017.
            8. CONZALES, D.C. ; MOREIRA, J. M. L. ; MAIORINO, JOSE R. ; ROSSI, P. C. R. ; CARAJILESCOV, P.. THERMAL-HYDRAULIC CODE FOR ESTIMATING SAFETY LIMITS OF NUCLEAR REACTORS WITH PLATE TYPE FUELS. Em: 2017 International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2017, v. 1, p. 1-12, 2017.
            9. MAIORINO, J. R. ; STEFANI, G. L. ; SANTOS, T. A. ; MOREIRA, João Manoel Losada ; ROSSI, P. C. R.. Da viabilidade da utilização de óxidos mistos de tório-urânio em um reator nuclear de geração III (AP1000). Em: Congresso Brasileiro de Planejamento Energético (X CBPE - 2016), p. 1-12, 2016.
            10. STEFANI, G. L. ; ROSSI, P. C. R. ; MAIORINO, J. R. ; SANTOS, T. A.. Neutronic and Thermal Hydraulic Calculations for the AP-1000 with MCNP-6 and SERPENT Codes. Em: 2015 International Nuclear Atlantic Conference-INAC 2015, 2015.




        Data de processamento: 16/11/2024 16:19:31