[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 ...
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 ...
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, ...
[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 ...
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, ...
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 ...
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 ...
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 ...
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
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 ...
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 ...
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 ...
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 ...
[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 ...
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 ...
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 ...
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 ...