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Detector de la fracción de vapor por atenuación de rayos x

cnea.tipodocumentoINFORME TÉCNICO
dc.contributor.authorBlumenkrantz, Arnorldo
dc.contributor.authorParkansky, David G.
dc.contributor.cneaproductorComisión Nacional de Energía Atómica; Argentina. Departamento de Reactores. Laboratorio de Fluidodinámica
dc.date.accessioned2026-09-01T13:29:09Z
dc.date.issued1967
dc.description.abstractEl problema del cálculo y la medición experimental de la fracción de vacío (relación entre el área ocupada por el vapor y el área toatal de la sección transversal), es fundamental para el estudio desl escurrimiento bifase. En el caso de los reactores nucleares en que el líquido refrigerante actúa también de moderador, la cantidad de vapor presente y su distribución influencian directamente no solo el funcionamiento térmico-hidraúlico del nucleo, sino también el nuclear.
dc.description.institutionalaffiliationFil: Blumenkrantz, Arnorldo Comisión Nacional de Energía Atómica; Argentina
dc.description.institutionalaffiliationParkansky, David G. Comisión Nacional de Energía Atómica; Argentina
dc.format.extent18 p.
dc.format.extentapplication/pdf
dc.identifier.cnea09.67.02
dc.identifier.urihttps://nuclea.cnea.gob.ar/handle/20.500.12553/11574
dc.language.ISO639-3spa
dc.publisherComisión Nacional de Energía Atómica; Argentina
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.inisFRACCION DE VACIO
dc.subject.inisEBULLICION BAJO ENFRIAMIENTO
dc.subject.inisFLUJO BIFASICO
dc.subject.inisVOID FRACTION
dc.subject.inisSUBCOOLED BOILING
dc.subject.inisTWO-PHASE FLOW
dc.titleDetector de la fracción de vapor por atenuación de rayos x
dc.typeinfo:eu-repo/semantics/report
dc.typeinfo:ar-repo/semantics/informe técnico
dc.type.versioninfo:eu-repo/semantics/publishedVersion

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