Desenvolvimento e validação de cálculo termohidraulico de bocais de elementos combustíveis nucleares [recurso eletrônico] = Development and validation of thermohidraulic calculations of nuclear fuel assemblies ends

Desenvolvimento e validação de cálculo termohidraulico de bocais de elementos combustíveis nucleares [recurso eletrônico] = Development and validation of thermohidraulic calculations of nuclear fuel assemblies ends

José Afonso Barros Filho

TESE

T/UNICAMP B278d

[Development and validation of thermohidraulic calculations of nuclear fuel assemblies ends]

Campinas, SP : [s.n.], 2017.

1 recurso online (148 p.) : il., digital, arquivo PDF.

Orientador: Elizabete Jordão

Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Química

Resumo: O núcleo de um reator nuclear a água pressurizada do tipo dos de Angra I, II e III, pode ser descrito como um grande trocador de calor composto por barras contendo combustível nuclear, dispostas verticalmente em um arranjo geométrico regular. As barras são agrupadas em unidades denominadas...

Abstract: A Pressurized water Reactor core can be described as a large heat exchanger composed of nuclear fuel rods assembled vertically in a regular geometric pattern. The rods are grouped in units called fuel elements, being held in position by spacer grids and end pieces at both ends. Water...

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Desenvolvimento e validação de cálculo termohidraulico de bocais de elementos combustíveis nucleares [recurso eletrônico] = Development and validation of thermohidraulic calculations of nuclear fuel assemblies ends

José Afonso Barros Filho

										

Desenvolvimento e validação de cálculo termohidraulico de bocais de elementos combustíveis nucleares [recurso eletrônico] = Development and validation of thermohidraulic calculations of nuclear fuel assemblies ends

José Afonso Barros Filho