Análisis de fatiga en el RPR del reactor nuclear CAREM 25.

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Los componentes nucleares sometidos a la aplicación de cargas mecánicas y condiciones térmicas variables requieren de un apropiado análisis de fatiga para asegurar su integridad estructural una vez aplicados los ciclos contemplados en las especificaciones de diseño. A tal fin, el código ASME est...

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Detalles Bibliográficos
Autor principal: Bustos, Raúl I.
Formato: Tesis NonPeerReviewed
Lenguaje:Español
Publicado: 2015
Materias:
Ingeniería mecánica
Fatigue
Fatiga
Pressure vessels
Vasijas de presión
[ASME code
Código ASME
CAREM 25]
Acceso en línea:http://ricabib.cab.cnea.gov.ar/508/1/1Bustos.pdf
Aporte de:
Repositorio Institucional Centro Atómico Bariloche e Instituto Balseiro (RICABIB) de Instituto Balseiro

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