Juliana Pacheco Duarte

Possui graduação em Engenharia Nuclear pela Universidade Federal do Rio de Janeiro (2013), graduação em Física pela Universidade Estadual de Campinas (2016), mestrado em Engenharia Elétrica pela Universidade de São Paulo (2014) e doutorado em Engenharia Nuclear e Engenharia Física pela Universidade de Wisconsin-Madison (2018). Foi bolsista de mestrado da Marinha do Brasil, atuando principalmente na análise do fluxo de calor crítico do reator nuclear para propulsão submarinha. Durante o seu doutorado, foi bolsista de doutorado pleno da CAPES, atuando principalmente em experimentos de fluxo de calor crítico para reatores modulares, transferência de calor bifásica e temperatura mínima do filme de ebulição. Atualmente é professora assistente da University of Wisconsin-Madison, nos Estados Unidos. Ela foi professora do programa de engenharia nuclear da Virginia Polytechnic Institute and State University entre 2018 e 2022. Tem experiência na área de análise de segurança e termohidráulica de reatores refrigerados a água leve.

She received her PhD?s degree in Nuclear Engineering and Engineering Physics from the University of Wisconsin-Madison in 2018, a Master?s degree in Electrical Engineering from the University of Sao Paulo in 2014, and two Bachelor?s degrees in Nuclear Engineering at the Federal University of Rio de Janeiro in 2013, and in Physics at the State University of Campinas, Brazil, in 2016. During her PhD at UW-Madison, she designed and performed critical heat flux experiments to study the post-CHF heat transfer and, in particular, the minimum film boiling temperature. Prior to joining UW-Madison, she worked at the thermal-hydraulics division at the Brazilian Navy as a graduate researcher. She is currently an Assistant Professor at the University of Wisconsin-Madison. She was a professor in the Nuclear Engineering Program of the Mechanical Engineering Department at Virginia Polytechnic Institute and State University between 2018 and 2022. Her research interest is in experimental and computational two-phase flow and heat transfer, reactor safety and risk analysis, and advanced reactor designs.