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Coleção Digital
Título: THERMAL-MECHANICAL DESIGN OF NUCLEAR REACTOR FUEL RODS Autor: JOSE RIBEIRO FILHO
Instituição: PONTIFÍCIA UNIVERSIDADE CATÓLICA DO RIO DE JANEIRO - PUC-RIO
Colaborador(es):
PEDRO CARAJILESCOV - ADVISOR
Nº do Conteudo: 18938
Catalogação: 10/01/2012 Idioma(s): PORTUGUESE - BRAZIL
Tipo: TEXT Subtipo: THESIS
Natureza: SCHOLARLY PUBLICATION
Nota: Todos os dados constantes dos documentos são de inteira responsabilidade de seus autores. Os dados utilizados nas descrições dos documentos estão em conformidade com os sistemas da administração da PUC-Rio.
Referência [pt]: https://www.maxwell.vrac.puc-rio.br/colecao.php?strSecao=resultado&nrSeq=18938@1
Referência [en]: https://www.maxwell.vrac.puc-rio.br/colecao.php?strSecao=resultado&nrSeq=18938@2
Referência DOI: https://doi.org/10.17771/PUCRio.acad.18938
Resumo:
Título: THERMAL-MECHANICAL DESIGN OF NUCLEAR REACTOR FUEL RODS Autor: JOSE RIBEIRO FILHO
Nº do Conteudo: 18938
Catalogação: 10/01/2012 Idioma(s): PORTUGUESE - BRAZIL
Tipo: TEXT Subtipo: THESIS
Natureza: SCHOLARLY PUBLICATION
Nota: Todos os dados constantes dos documentos são de inteira responsabilidade de seus autores. Os dados utilizados nas descrições dos documentos estão em conformidade com os sistemas da administração da PUC-Rio.
Referência [pt]: https://www.maxwell.vrac.puc-rio.br/colecao.php?strSecao=resultado&nrSeq=18938@1
Referência [en]: https://www.maxwell.vrac.puc-rio.br/colecao.php?strSecao=resultado&nrSeq=18938@2
Referência DOI: https://doi.org/10.17771/PUCRio.acad.18938
Resumo:
Generally, fuel rods of nuclear reactors consist of a metalic alloy tube containing oxide fuel pellets. Fuel elements are formed by fuel rods disposed in bundles. In the present work, an irradication, thermal and mechanical analyses of cylindrical fuel rods are performed. A model considering thermal difusion theory, superficial difusion and vapor transport mechanisms is utilized on the determination of the irradiation swelling. Gas bubbles motion is taken into this calculation. The average gas pressure is computed. A computer program, NITSA, is developed for simulation of a reactor fuel rod performace, including temperature distributions, stress and strain calculations.
| Descrição | Arquivo |
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