Modelo bifasico para bombas de circulacao de reatores nucleares refrigerados a agua leve pressurizada

Texto completo de evento

Registro en:

http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/14977

https://repositorioslatinoamericanos.uchile.cl/handle/2250/8992081

Autor

SANTOS, G.A.

FREITAS, R.L.

3o. ENCONTRO NACIONAL DE CIENCIAS TERMICAS

Institución

Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (Brasil)

Materias

pwr type reactors

primary coolant circuits

loss of coolant

mathematical models

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