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Júpiter - Sistema de Graduação

Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares
 
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares
 
Disciplina: IPN0008 - Fundamentos da Engenharia do Combustível Nuclear
Fundamentals of nuclear fuel engineering

Créditos Aula: 3
Créditos Trabalho: 2
Carga Horária Total: 105 h
Tipo: Semestral
Ativação: 01/01/2000 Desativação:

Objetivos
Fornecer aos alunos as noções fundamentais da aplicação prática, projeto, desempenho sob irradiação e análise de segurança de combustíveis de reatores nucleares de potência, pesquisa e teste de materiais. Será analisada a interligação dos efeitos térmicos, hidráulicos, mecânicos, estruturais e de propriedades materiais sobre o desempenho e a segurança dos combustíveis sob irradiação em um reator nuclear.
 
 
 
Programa Resumido
Noções gerais sobre combustíveis nucleares, componentes dos combustíveis com suas características de materiais e detalhamento mecânico, fenômenos envolvidos na irradiação dos combustíveis, análise dos combustíveis em operação normal, transientes e acidentes, aplicação de programas computacionais de análise do desempenho do combustível em regimes permanente e transiente, cálculo estrutural do combustível, projeto, experimentos, aplicação prática e experiência de utilização de combustíveis nucleares.
 
 
 
Programa
Fornecer aos alunos as noções fundamentais da aplicação prática, projeto, desempenho sob irradiação e análise de segurança de combustíveis de reatores nucleares de potência, pesquisa e teste de materiais. Será analisada a interligação dos efeitos térmicos, hidráulicos, mecânicos, estruturais e de propriedades materiais sobre o desempenho e a segurança dos combustíveis sob irradiação em um reator nuclear.
 
 
 
Avaliação
     
Método
Aulas expositivas e palestras proferidas por professores convidados.
Critério
Listas de exercícios, três provas em classe e visitas a instalações nucleares e de fabricação do combustível nuclear.(Média aritmética das notas das provas) + 0,10 . (Média aritmética das notas das listas) > 5,0
Norma de Recuperação
 
Bibliografia
     
L. S. Tong e J. Weisman, Thermal Analysis of Pressurized Water Reactors, ANS (1979); D. R. Olander, Fundamental Aspects of Nuclear Reactor Fuel Elements, University of California (1976); M.M. El-Wakil, Nuclear Heat Transport, International Textbook Company (1971), M. Benjamin, Nuclear Reactor Materials and Application, Van Nostrand (1983).
 

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