O grupo de pesquisa TERMO-HIDRÁULICA possui uma vasta experiência em pesquisa e desenvolvimento de componentes e sistemas termo-hidráulicos, com aplicação nas áreas nuclear e aeroespacial. O grupo é capaz de realizar a análise de acidentes em reatores nucleares e avaliar seus sistemas de segurança, ativos e passivos. As principais áreas de atuação são:1. Estudos teóricos da transferência de calor de núcleos de reatores nucleares e outros componentes de uma usina nuclear;2. Estudo de ciclos térmicos para conversão de energia nuclear (Brayton, Rankine e Stirling);3. Aplicação de códigos para análise termo-hidráulica e estudo de acidentes de reatores nucleares, tais como: FLUENT, RELAP5, COBRA-4/COBRA-EN;4. Estudos experimentais e simulação numérica de sistemas nucleares e aeroespaciais; e5. Estudo de escoamento bifásico que ocorrem nos vários sistemas citados, inclusive com mudança de fase.
