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Metodologías analíticas recientemente desarrolladas aplicables a problemas de conducción del calor en componentes de reactores nucleares

cnea.tipodocumentoPRESENTACIÓN A EVENTO
dc.contributor.authorLaura, P. A. A.
dc.contributor.authorSánchez Sarmiento, Gustavo
dc.contributor.authorBasombrío, Fernando Guillermo
dc.date.accessioned2026-07-23T13:28:34Z
dc.date.issued1980
dc.description.abstractDada la importancia que el conocimiento de la distribución espacial y temporal de la temperatura tiene para el diseño de elementos que componen un reactor nuclear, en lo que se refiere a su comportamiento mecánico estructural, es de sumo interés contar con métodos aproximados de rápida y fácil aplicación para resolver tales problemas de transferencia térmica y que no requieran el empleo de grandes computadoras. En este trabajo se hace una revisión de algunas metodologías analíticas aproximadas recientemente desarrolladas por los autores para la resolución de la ecuación de conducción del calor estacionaria y transitoria, aplicables a geometrías complejas que se presentan comúnmente en algunos dispositivos y componentes de reactores nucleares. Tales metodologías analíticas están basadas en técnicas de transformación conforme complementadas con los métodos de Ritz o Galerkin, según el caso, para la resolución de las ecuaciones resultantes de dichas transformaciones.
dc.description.institutionalaffiliationFil: Sánchez Sarmiento, Gustavo Comisión Nacional de Energía Atómica; Argentina
dc.description.institutionalaffiliationBasombrío, Fernando Guillermo Comisión Nacional de Energía Atómica; Argentina
dc.description.institutionalaffiliationexternalFil: Laura, P. A. A. Instituto de Mecánica Aplicada (SENID-CONICET). Base Naval Puerto Belgrano. Prov. de Buenos Aires; Argentina
dc.format.extent31-39 p.
dc.format.extentapplication/pdf
dc.identifier.cnea08.80.09
dc.identifier.urihttps://nuclea.cnea.gob.ar/handle/20.500.12553/11394
dc.language.ISO639-3spa
dc.publisherAsociación Argentina de Tecnología Nuclear; Argentina
dc.relation.ispartof7° Reunión Científica de la Asociación Argentina de Tecnología Nuclear. San Rafael, Mendoza (Argentina) 6-10 Nov. 1978
dc.rights.accesslevelinfo:eu-repo/semantics/openAccess
dc.rights.licenseCreative Commons Atribución-NoComercial-CompartirIgual 4.0 Internacional
dc.rights.urihttps://creativecommons.org/licenses/by-nc-sa/4.0/
dc.subject.inisCONDUCCION TERMICA
dc.subject.inisCOMPONENTES DEL REACTOR
dc.subject.inisSOLUCION ANALITICA
dc.subject.inisTHERMAL CONDUCTION
dc.subject.inisREACTOR COMPONENTS
dc.subject.inisANALYTICAL SOLUTIO
dc.titleMetodologías analíticas recientemente desarrolladas aplicables a problemas de conducción del calor en componentes de reactores nucleares
dc.typeinfo:eu-repo/semantics/conference Object
dc.typeinfo:ar-repo/semantics/documento de conferencia
dc.type.versioninfo:eu-repo/semantics/publishedVersion

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