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Browsing by Author "Bernal García, Álvaro"

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A Krylov-Schur solution of the eigenvalue problem for the neutron diffusion equation discretized with the Raviart-Thomas method

Bernal-Garcia, Alvaro; Hébert, Alain; Roman, Jose E.; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Taylor & Francis, 2017)

[EN] Mixed-dual formulations of the finite element method were successfully applied to the neutron diffusion equation, such as the Raviart¿Thomas method in Cartesian geometry and the Raviart¿Thomas¿Schneider in hexagonal ...
Análisis de reactividad y quemado del reactor VENUS-PWR mediante código de Monte Carlo. Validación frente a Benchmark experimentales

Pastor Serrano, Óscar (Universitat Politècnica de València, 2016-07-15)

[ES] El objetivo de este proyecto es la validación del modelo de MCNP del reactor VENUS con datos obtenidos experimentalmente. Posteriormente a la validación, se realizarán cálculos de quemado para ver la evolución de ...
Assembly Discontinuity Factors for the Neutron Diffusion Equation discretized with the Finite Volume Method. Application to BWR

Bernal-Garcia, Alvaro; Román Moltó, José Enrique; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Elsevier Masson, 2016-11)

The neutron flux spatial distribution in Boiling Water Reactors (BWRs) can be calculated by means of the Neutron Diffusion Equation (NDE), which is a space- and time-dependent differential equation. In steady state conditions, ...
Calculation of Lambda modes of the multi-group neutron transport equation using the discrete ordinates and Finite Difference Method

Morató-Rafet, Sergio; Bernal, Á.; Miró Herrero, Rafael; Román Moltó, José Enrique; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Elsevier, 2020-03)

[EN] The method explained in this paper solves the steady-state of the neutron transport equation for 1D and 2D systems modeled with Cartesian geometry, by using the Discrete Ordinates method SN for the angular discretization ...
Calculation of multiple eigenvalues of the neutron diffusion equation discretized with a parallelized finite volume method

Bernal-Garcia, Alvaro; Roman, Jose E.; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Elsevier, 2018)

[EN] The spatial distribution of the neutron flux within the core of nuclear reactors is a key factor in nuclear safety. The easiest and fastest way to determine it is by solving the eigenvalue problem of the neutron ...
Cálculo de Criticidad de un Reactor PWR Mediante Geometría de Malla No Estructurada y Código Paralelo de Simulación Monte Carlo MCNP6.1.1

Morejón Cebrián, Rodrigo (Universitat Politècnica de València, 2020-10-14)

[ES] El objetivo de este proyecto es la ratificación del código Monte Carlo MCNP6, para la simulación del transporte neutrónico en un reactor comercial PWR del tipo KWU, utilizando una malla no estructurada. En concreto, ...
Cálculo de Dosimetría de combustible gastado con el método de Monte Carlo mediante la aplicación de técnicas de reducción de varianza basadas en el flujo adjunto

Mengod Bautista, Fernando (Universitat Politècnica de València, 2016-10-07)

[ES] El presente trabajo tiene como objetivo el cálculo y estudio dosimétrico de un sistema de almacenamiento de combustible nuclear gastado. Para llevar a cabo este cometido se emplean códigos de transporte, en concreto ...
Comparación de diferentes aproximaciones del Transporte Neutrónico: Difusión, SP3 y SN

Morató, S.; Vidal-Ferràndiz, Antoni; Bernal, Á.; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Sociedad Nuclear Española, 2019-09-28)

[ES] En este trabajo se presenta una comparación de resultados 1D y 2D para diferentes aproximaciones de la Ecuación del Transporte Neutrónico. La primera de ellas utiliza una discretización angular mediante el método de ...
Contributions to solve the Multi-group Neutron Transport equation with different Angular Approaches

Morato Rafet, Sergio (Universitat Politècnica de València, 2021-01-17)

[ES] La forma más exacta de conocer el desplazamiento de los neutrones a través de un medio material se consigue resolviendo la Ecuación del Transporte Neutrónico. Tres diferentes aproximaciones de esta ecuación se han ...
Desarrollo de un código neutrónico de difusión 2D y 3D estacionario por el método de volúmenes

Bernal García, Álvaro (Universitat Politècnica de València, 2014-02-04)
Desarrollo de un código neutrónico de difusión 2d y 3d estacionario por el método de volúmenes finitos

Bernal García, Álvaro (Universitat Politècnica de València, 2014-06-30)

[ES] Desarrollo de un código para resolver problemas de criticidad y obtener los armónicos en reactores nucleares utilizando el método de volúmenes finitos para la discretización de las ecuaciones
Desarrollo de un código neutrónico de difusión 2D y 3D estacionario por el Método de Volúmenes Finitos

Bernal García, Álvaro; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Sociedad Nuclear Española, 2014-10)

El objetivo del trabajo es el desarrollo de un código neutrónico modal de difusión en 2D y 3D estacionario utilizando el Método de Volúmenes Finitos, a partir de códigos libres y que se pueda aplicar a reactores de ...
Determinación del nivel del agua del núcleo de reactores PWR usando la señal de detectores neutrónicos excore

Bernal García, Álvaro; Abarca Giménez, Agustín; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Sociedad Nuclear Española, 2014-10)

El nivel del agua del núcleo proporciona información relevante de la neutrónica y termohidráulica del reactor como la potencia, keff y la capacidad de refrigeración. De hecho, la monitorización de dicho nivel se puede ...
Development of a 3D Modal Neutron Code with the Finite Volume Method for the Diffusion and Discrete Ordinates Transport Equations. Application to Nuclear Safety Analyses

Bernal García, Álvaro (Universitat Politècnica de València, 2018-11-13)

El principal objetivo de esta tesis es el desarrollo de un Método Modal para resolver dos ecuaciones: la Ecuación de la Difusión de Neutrones y la de las Ordenadas Discretas del Transporte de Neutrones. Además, este método ...
Development of a Finite Volume Inter-cell Polynomial Expansion Method for the Neutron Diffusion Equation

Bernal García, Álvaro; Román Moltó, José Enrique; Miró Herrero, Rafael; Ginestar Peiro, Damián; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Taylor & Francis, 2016)

Heterogeneous nuclear reactors require numerical methods to solve the neutron diffusion equation (NDE) to obtain the neutron flux distribution inside them, by discretizing the heterogeneous geometry in a set of homogeneous ...
Methodology to resolve the transport equation with the discrete ordinates code TORT into the IPEN/MB-01 reactor

Bernal García, Álvaro; Abarca Giménez, Agustín; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael (Taylor and Francis, 2014)

Resolution of the steady-state Neutron Transport Equation in a nuclear pool reactor is usually achieved by means of two different numerical methods: Monte Carlo (stochastic) and Discrete Ordinates (deterministic). The ...
Multigroup neutron diffusion equation with the finite volume method in reactors using MOX fuels

Bernal-Garcia, Alvaro; Roman, Jose E.; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Taylor & Francis, 2017)

[EN] The use of mixed oxide (MOX) fuel to partially fill the cores of commercial light water reactors (LWRs) gives rise to a reduction of the radioactive waste and production of more energy. However, the use of MOX fuels ...
Problema de autovalores de la ecuación de la difusión neutrónica discretizada con el Método de Volúmenes Finitos en un PWR

Bernal García, Álvaro; Román Moltó, José Enrique; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Sociedad Nuclear Española, 2015-09-23)

En este trabajo, se ha desarrollado un algoritmo para aplicar el Método de Volúmenes Finitos (MVF) a la ecuación de la difusión neutrónica, que calcula varios autovalores y se ha incorporado al algoritmo la lectura de ...
Resolución del problema de autovalores generalizado en la Ecuación de la Difusión Neutrónica de 2 grupos de energía discretizada con el Método de Volúmenes Finitos

Bernal García, Álvaro; Miró Herrero, Rafael; Ginestar Peiro, Damián; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Sociedad Nuclear Española, 2014-10)

Se requieren métodos numéricos para resolver la Ecuación de la Difusión Neutrónica (EDN) aplicada a reactores nucleares debido a su naturaleza heterogénea. Los métodos numéricos más utilizados son el Método de Diferencias ...
Resolution of the generalized eigenvalue problem in the neutron diffusion equation discretized by the finite volume method

Bernal García, Álvaro; Miró Herrero, Rafael; Ginestar Peiro, Damián; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Hindawi Publishing Corporation, 2014)

Numerical methods are usually required to solve the neutron diffusion equation applied to nuclear reactors due to its heterogeneous nature. The most popular numerical techniques are the Finite Difference Method (FDM), the ...