Descrição e bases de projeto de uma usina nuclear; Descrição dos principais componentes dos sistemas primário, secundário e de água de circulação; Barreiras entre o material radioativo e o meio ambiente; Processos de controle de uma usina nuclear PWR; Descrição dos principais sistemas de engenharia; Efluentes radioativos de instalações nucleares; Licenciamento de centrais nucleares; Análise de segurança de centrais nucleares; Gerenciamento dos rejeitos radioativos, tipos de depósitos; Aspectos gerais da localização de usinas nucleares; Análise probabilística de segurança de centrais nucleares.
Crédito: 2,0 (dois).
Cinemática; Teorema de Transporte; Princípio de Balanço; Massa; Quantidade de Movimento e Energia; Teoria Constitutiva e Comportamento dos Materiais; Desigualdade da Entropia; Noções de Análise Dimensional; Números Adimensionais; Aproximações da Camada Limite; Problemas em Tubos e Dutos.
Crédito: 3,0 (três).
Equações de transporte de massa, de movimento e de energia. Formulação integral e diferencial. Camada limite. Escoamento turbulento. Perda de carga no escoamento monofásico. Fundamentos do escoamento bifásico e perda de carga no escoamento bifásico. Escoamento compressível unidimensional. Escoamento crítico. Transferência de calor por condução. Convecção forçada e natural. Ebulição e fluxo crítico. Análise térmica detalhada de PWR’s. Distribuição de potência no núcleo. Distribuição de escoamento no núcleo. Análise termohidráulica por subcanal. Projeto térmico do núcleo e uso de códigos computacionais.
Crédito: 3,0 (três).
Características termohidráulicas dos vários tipos de reatores nucleares. Propriedades dos materiais usados em reatores nucleares. Geração de calor em reatores. Condução de calor nos elementos combustíveis. Escoamento monofásico. Escoamento bifásico. Transferência de calor para o refrigerante. Transferência de calor com mudança de fase. Projeto térmico do reator: limitações no projeto termohidráulico, distribuição de temperatura no combustível, revestimento e refrigerante; Mudanças na densidade do refrigerante com a temperatura; Termohidráulica simples do núcleo; Fator de pico de potência, fator de canal quente e DNBR.
Créditos: 3,0 (três).
Estudo individual de um tema ou projeto desta área de pesquisa, com apresentação de seminários e relatório formal.
Crédito: 1,5 (um e meio)
