Análise termo hidraulica de reatores agua pressurizada

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DC Field	Value	Language
dc.contributor.author	VELOSO, Marcelo Antônio
dc.coverage.spatial	Belo Horizonte
dc.date.accessioned	2016-08-29T19:13:42Z	-
dc.date.available	2013-07-10
dc.date.available	2016-08-29T19:13:42Z	-
dc.date.issued	1979
dc.identifier.uri	http://www.repositorio.cdtn.br:8080/jspui/handle/123456789/721	-
dc.description.abstract	O programa digital PANTERA destina-se â análise termo-hidráulica do núcleo de reatores a água pressurizada (PWR). Ele resulta de modificações no código COBRA-IIIC, pela introdução de um novo modelo de condução térmica para as varetas com bustiveis. Os resultados calculados pelo programa são comparados com dados experimentais obtidos de feixes de varetas, simulando condições de reatores. A validade do novo modelo térmico ê também investigada. O programa PANTERA, através de um procedimento simplificado de cálculo, ê utilizado para a análise t_rmo-hidrãulica do núcleo do reator Indian Point, Unidade n9 2 em condições estacionárias. Os resultados são discutidos e comparados com os dados de projeto.
dc.format.extent	260 p.
dc.language.iso	Português
dc.rights	L
dc.subject	Thermal hydraulics
dc.subject	PWR type reactors
dc.title	Análise termo hidraulica de reatores agua pressurizada
dc.type	Dissertação
dc.creator.affiliation	Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear/CDTN, Belo Horizonte, MG, Brasil
dc.identifier.grau	Dissertação (Mestrado - Ciências e Técnicas Nucleares - UFMG)
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