Ramos Peinado, Enrique; Abarca Giménez, Agustín; Román Moltó, José Enrique; Miró Herrero, Rafael(Sociedad Nuclear Española, 2014-10)
[ES] Realizar análisis en seguridad nuclear a nivel de varilla de
combustible requiere las ejecución de códigos acoplados neutrónicotermohidráulicos
que permitan la simulación de grandes dominios físicos en un
tiempo ...
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 ...
La resolución de la Ecuación del Transporte Neutrónico en estado estacionario en reactores nucleares de tipo piscina, se consigue normalmente por medio de 2 métodos numéricos diferentes: Monte Carlo (estocástico) y Ordenadas ...
In this work, BWR stability analysis has been performed on an operating point (PT_UPV) of Peach Bottom NPP which is inside the exclusion region in the operating power-flow map. The simulation has been made with the coupled ...
[ES] En los últimos años, paralelamente a los avances en tecnología informática, se están desarrollando herramientas informáticas mediante las que es posible obtener una descripción detallada de los fenómenos que tienen ...
El objeto de este trabajo es validar el código acoplado COBRA-TF/PARCS en un escenario de inyección asimétrica de boro en un reactor PWR de tres lazos. Con ello se pretenda comprobar el recientemente desarrollado modelo ...
El análisis de seguridad en reactores se ha incrementado rápidamente en las últimas décadas. Debido a esto se han visto desarrollados métodos avanzados para la predicción de la fenomenología que tiene lugar en el núcleo ...
El Critical Heat Flux (CHF) es el límite térmico en el que el régimen de ebullición
cambia durante el calentamiento, en este punto las burbujas de vapor forman, de manera
súbita, una película en la superficie de la varilla ...
Ramos Peinado, Enrique; Roman Moltó, José Enrique; Abarca Giménez, Agustín; Miró Herrero, Rafael; Bermejo, Juan A.; Ortego, Alberto; Posada-Barral, Jose Maria(Taylor & Francis, 2017)
[EN] Thanks to advances in computer technology, it is feasible to obtain detailed reactor core descriptions for safety analysis of the light water reactor (LWR), in order to represent realistically the fuel elements design, ...