Reatores Tipo 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. 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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3. 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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4. 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