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metadata.dc.title.evento: Congresso latino-americano de instrumentação e controle de processos, 1
Afiliação: Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear/CDTN, Belo Horizonte, MG, Brasil
Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear/CDTN, Belo Horizonte, MG, Brasil
Data do documento: 1983
Palavras-chave: Critical heat flux;fluid flow;heat transfer;nuclear fuels;reactor cooling systems;reactor instrumentation;transients;two-phase flow
Resumo: É descrito o programa de pesquisa implementado pelo Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear sobre os processos de remoção do calor gerado nos reatores nucleares refrigerados a água. No desenvolviemnto desse programa foram implantados dispositivos expeçrimentais nos quais se instalam seções de testes onde são simuladas as complexas características geométricas e térmicas dos feixes combustíveis nucleares. O estudo dos fenômenos de transporte de massa, quantidade de movimento e energia, básicos na análise dos equipamentos térmicos convencionais foi realizado paralelamente ao desenvolvimento de instrumentação, objetivos freqüentemente superpostos.
Acesso: L
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