Pwr Reactors
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1. Influência da concentração de hidrogênio na suscetibilidade à corrosão sob tensão de junta soldada com metais dissimilares em ambiente do circuito primário de reator nuclear
A corrosão sob tensão (CST) é um fenômeno que ocorre em componentes metálicos onde materiais suscetíveis estão sujeitos ao efeito simultâneo da tensão mecânica e de um ambiente aquoso de composições diversas. As ligas de níquel 600 e seus metais de adição (ligas de níquel 82 e 182) embora originalmente selecionados por sua alta resistência �
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 07/07/2011
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2. Sensitivity analysis for the dynamic behaviour of PWR reactor pressurizers / AnÃlise de sensibilidade no comportamento dinÃmico de pressurizadores de reatores PWR
All PWR reactors are provided with a component called pressurizer, whose aim is to supply the necessary high pressure for its operation and to contain pressure variations in the primary cooling system. This work is intended for determining changes in the variables of interest caused by perturbations in the principal parameters of the pressurizer model that c
Publicado em: 2007
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3. Emissão de 14C pelas unidades I e II da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto (CNAAA) e seu efeito local nos níveis ambientais
14 C is a is a long-lived beta-emitting nuclide (T = 5730 years) produced naturally 1/2 14 14 14 in the upper atmosphere as a result of reactions between neutrons and stable N( N(n,p) C). 14 C as well during their routine Although in a lesser extent, nuclear power plants produce 14 operation. Since it is converted in CO and mixed throughout the atmosphere, i
Publicado em: 2006
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4. "Pré-processador matemático para o código Relap5 utilizando o Microsoft Excel" / MATHEMATIC PREPROCESSOR FOR RELAP5 CODE USING MICROSOFT EXCEL
Computational program are used for thermal hydraulic analysis of accidents and transients conditions in nuclear power plants. The RELAP5 code has been developed to simulate accidents and transients conditions, performing a best estimate analysis, in Pressurized Water Reactors (PWR) and auxiliary systems. The RELAP5 code, which has been used as a tool for lic
Publicado em: 2006
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5. Avaliação numérica do comportamento à fratura de um protótipo de vaso de pressão de reator PWR submetido a choque térmico pressurizado / Numerical evaluation of the fracture behavior of a PWR reactor pressure vessel prototype under pressurized thermal shock
In the primary system of a pressurized water reactor (PWR) nuclear power plant, the reactor coolant is kept at internal temperature around 300 C and internal pressure in the order of 15,0 MPa, during normal operation. The reactor pressure vessel (RPV) contains the fuel assemblies and is considered the most important component of the reactor primary system. T
Publicado em: 2005
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6. Estudo da limitação do escoamento em contracorrente agua/ar em canais horizontal e inclinado unidos por curva
A limitação do escoamento em contracorrente, ou inundação, fenômeno caracterizado pelo controle que um gás exerce no escoamento de um líquido em sentido contrário, desempenha papel importante em diversos equipamentos das engenharias química e mecânica (condensador de refluxo, colunas recheio, tubos de calor etc.). Mais recentemente, o fenômeno tem
Publicado em: 2001
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7. Experimental analysis of pressure drop and flow redistribution in axial flows in rod bundles
Fuel elements of PWR type nuclear reactors consist of rod bundles, arranged in a square array, and held by spacer grids. The coolant flows, mainly, axially along the rods. Although such elements are laterally open, experiments are performed in closed type test sections, originating the appearance of subchannels with different geometries. In the present work,
Journal of the Brazilian Society of Mechanical Sciences. Publicado em: 2000
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8. A STUDY ON THE JOINT USAGE OF THERMAL AND FAST REACTORS: OPTIMIZATION MODELS PWR/FBR / ESTUDO SOBRE A UTILIZAÇÃO CONJUNTA DE REATORES TÉRMICOS E RÁPIDOS: MODELOS DE OTIMIZAÇÃO PWR/FBR
O presente trabalho aborda o problema da geração de energia a partir de combustíveis nucleares. È feito um estudo sobre a utilização conjunta de PWR (pressurized water reactors) e FBR (fast breeder reactors) num mesmo parque gerador nuclear. Mais especificamente, procura-se determinar a forma mais econômica (considerando os encargos anuais da geraçã
Publicado em: 1983