CHF prediction in rod bundles using round tube data

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dc.creatorWallen Ferreira de Souza
dc.creatorMaria Auxiliadora Fortini Veloso
dc.creatorClaubia Pereira Bezerra Lima
dc.creatorAntonella Lombardi Costa
dc.date.accessioned2023-07-27T18:56:03Z
dc.date.accessioned2025-09-08T23:38:44Z
dc.date.available2023-07-27T18:56:03Z
dc.date.issued2021-02-13
dc.description.abstractO presente trabalho trata do uso da tabela 1995 CHF para tubos redondos uniformemente aquecidos, desenvolvida em conjunto por pesquisadores canadenses e russos, para a previsão do fluxo de calor crítico em geometrias de feixes de hastes. As comparações entre os fluxos de calor crítico medidos e calculados indicam que esta tabela pode ser aplicada a feixes de hastes desde que seja empregado um fator de correção adequado. Os limites de tolerância associados ao desvio da razão de ebulição nucleada (DNBR) são avaliados por meio de análise estatística.
dc.description.sponsorshipCNPq - Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico
dc.description.sponsorshipFAPEMIG - Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de Minas Gerais
dc.description.sponsorshipCAPES - Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior
dc.description.sponsorshipOutra Agência
dc.format.mimetypepdf
dc.identifier.issn2319-0612
dc.identifier.urihttps://hdl.handle.net/1843/57085
dc.languageeng
dc.publisherUniversidade Federal de Minas Gerais
dc.relation.ispartofBrazilian Journal of Radiation Sciences
dc.rightsAcesso Aberto
dc.subjectCalor - Medidores de fluxo
dc.subjectTubos de calor
dc.subject.otherCritical heat flux
dc.subject.otherSubchannel code
dc.subject.otherSTHIP
dc.titleCHF prediction in rod bundles using round tube data
dc.title.alternativePrevisão de CHF em feixes de hastes usando dados de tubo redondo
dc.typeArtigo de periódico
local.citation.issue3B
local.citation.volume8
local.description.resumoThe present work concerns the use of 1995 CHF table for uniformly heated round tubes, developed jointly by Canadian and Russian researchers, for the prediction of critical heat flux in rod bundles geometries. Comparisons between measured and calculated critical heat fluxes indicate that this table can be applied to rod bundles provided that a suitable correction factor is employed. The tolerance limits associated with the departure from nucleate boiling ratio (DNBR) are evaluated by using statistical analysis.
local.identifier.orcidhttps://orcid.org/0000-0001-8618-8195
local.identifier.orcidhttps://orcid.org/0000-0001-5999-9961
local.identifier.orcidhttps://orcid.org/0000-0002-2445-3800
local.publisher.countryBrasil
local.publisher.departmentENG - DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR
local.publisher.initialsUFMG
local.url.externahttps://www.bjrs.org.br/revista/index.php/REVISTA/article/view/697

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