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Mostrando ítems 1-10 de 262
Sistema Automático de Medición para variables termohidráulicas en la Climatización Centralizada del Hotel Blau Costa Verde
(Departamento de Eléctrica, 2009)
Se implementa un Sistema Automático de Medición para variables termohidráulicas. Estas variables están relacionadas con la impulsión de agua fría de una zona habitacional en un hotel con climatización centralizada. El ...
Avaliação termo-hidráulica experimental de grades espaçadoras comerciais para reatores PWR e de protótipo fabricado por impressora 3D
(Universidade Federal de Minas GeraisBrasilENG - DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEARPrograma de Pós-Graduação em Ciências e Técnicas NuclearesUFMG, 2020-09-04)
Spacer grids are important components in nuclear fuel assemblies of Pressurized Water
Reactors – PWR. These grids are responsible for maintaining the structural integrity
of the fuel assemblies and contribute to enhance ...
Modelagem e análise termo-hidráulica do reator nuclear Angra 2 utilizando o código RELAP5-3D
(Universidade Federal de Minas GeraisUFMG, 2015-10-23)
The evaluation of Nuclear Power Plants (NPPs) performance during steady-state and accident conditions has been one of the main research subjects in the nuclear field. In order to simulate the behavior of water-cooled ...
Avaliação termo-hidráulica para combustível nuclear de alto desempenho utilizando o código de subcanais STHIRP
(Universidade Federal de Minas GeraisUFMG, 2019-02-11)
The STHIRP-1 code was developed as an activity of the research line related to the thermal hydraulics area of reactors of the Department of Nuclear Engineering of Universidade Federal de Minas Gerais. Is the result of an ...
Evaluación termohidráulica del núcleo del reactor RP-10 para determinar la máxima potencia
(LimaPE, 2002-06)
Se ha evaluado los parámetros termohidráulicos del núcleo del reactor RP-10 a partir del canal más exigido térmicamente. Determinación de potencia térmica máxima de operación, considerando los márgenes de seguridad y ...