Reatores Pwr
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1. Análise de defeitos em tubos de geradores de vapor de usinas nucleares utilizando a transformada de Hilbert-Huang em sinais de inspeção por correntes parasitas / Defects diagnosis of nuclear power plant steam generator tubes using the Hilbert-Huang Transform in eddy current testing signals
Os tubos de Geradores de Vapor em Reatores Nucleares do tipo PWR são submetidos a diferentes níveis de tensões e carregamento em altas temperaturas, reduzindo sua vida útil devido o surgimento de defeitos e corrosão. A inspeção por Correntes Parasitas é um ensaio não destrutivo usado para diagnosticar defeitos de corrosão e descontinuidades na supe
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 09/05/2012
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2. Desenvolvimento e aplicação da reatímetro digital subcritico / Development and application of a subcritical digital reactivity meter
Em testes físicos de reatores que são realizados na criticalização, após uma troca de combustível, por exemplo, como ocorre nos reatores PWR, é muito importante monitorar continuamente a reatividade durante o processo de criticalização. Medir a reatividade utilizando o método da Cinética Inversa é um processo bastante utilizado durante a operaç�
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 14/10/2011
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3. 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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4. Estudo de um casco nacional e sua instalação para armazenagem seca de combustível nuclear queimado gerado em reatores PWR / Study of a brazilian cask and its installation for PWR spent nuclear fuel dry storage
O combustível nuclear queimado (CNQ) é retirado do reator nuclear após exaurir sua eficiência de geração de energia. Após ser retirado do reator, esse combustível é temporariamente armazenado em piscinas com água na própria instalação do reator. Durante esse tempo, o calor gerado e os elementos radioativos presentes, de meia-vida média e curta,
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 12/11/2009
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5. Avaliação da suscetibilidade à corrosão sob tensão da ZAC do aço inoxidável AISI 316L em ambiente de reator nuclear PWR
Aços carbono de baixa liga e aços inoxidáveis são amplamente utilizados nos circuitos primários de reatores nucleares do tipo PWR (Pressurized Water Reactor). Ligas de níquel são empregadas na soldagem destes materiais devido a características como elevadas resistências mecânica e à corrosão, coeficiente de expansão térmica adequado, etc. Nos �
Soldagem & Inspeção. Publicado em: 2009-09
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6. 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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7. 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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8. 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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9. Modelo para análise de circuitos de resfriamento em circulação natural
Este trabalho apresenta uma análise de termosifões e seus números adimensionais. O modelo matemático considera pressão constante, escoamento monofásico e incompressível. O modelo simula tanto termosifões abertos quanto fechados, modelando as fontes quentes como núcleos de PWR ou aquecedores elétricos e as fontes frias como trocadores de calor ou re
IBICT - Instituto Brasileiro de Informação em Ciência e Tecnologia. Publicado em: 01/06/1988
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10. 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