Avaliação numérica do comportamento à fratura de um protótipo de vaso de pressão de reator PWR submetido a choque térmico pressurizado
Nenhuma === No circuito primário de uma usina nuclear do tipo PWR (Pressurized Water Reactor), o refrigerante do reator é mantido a uma temperatura interna por volta de 300 C e pressão interna da ordem de 15,0 MPa, durante operação normal. O Vaso de Pressão do Reator (VPR) contém os elementos combus...
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| Format: | Others |
| Language: | Portuguese |
| Published: |
CNEN - Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear, Belo Horizonte
2005
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| Online Access: | http://www.bdtd.cdtn.br//tde_busca/arquivo.php?codArquivo=41 |