En este artículo se muestran los resultados de la
simulación del transitorio de disparo de turbina en
C. N. Peach Bottom utilizando los códigos acopl
ados TRAC-BF1/NEM. Los resultados obtenidos
utilizando cinética ...
Navarro Más, Bárbara(Universitat Politècnica de València, 2021-03-09)
[ES] En el presente Trabajo Final de Máster se estudia la evolución de la concentración del producto de fisión Xe-135 en un reactor nuclear de agua a presión (Pressurized Water Reactor, PWR) con tres lazos de refrigeración ...
Abarca Giménez, Agustín(Universitat Politècnica de València, 2011-09-01)
En el presente trabajo se aborda el análisis de estabilidad de Reactores de Agua
en Ebullición (BWRs) mediante códigos termohidráulico/neutrónicos RELAP5-
MOD3.3/PARCSv2.7 acoplados. Estos códigos permiten la simulación ...
Barrachina Celda, Teresa María(Universitat Politècnica de València, 2021-01-10)
[ES] La simulación de transitorios forma parte del proceso de licenciamiento de una central nuclear. Esto implica que los códigos, así como los modelos utilizados deben estar verificados y validados. Normalmente, esta ...
[ES] En la última década, y principalmente debido al avance tecnológico, se ha demostrado la efectividad de explorar nuevas estrategias de enseñanza. La tendencia más extendida es proporcionar un papel más "activo" a los ...
Faria De Castro, Victor; Miró Herrero, Rafael; Mello da Silva, C. A.; Pereira, C.; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Barrachina Celda, Teresa María; Dalle, H.M.(Grupo Senda, 2011-09)
KENO
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VI es un código de transporte neutrónico en el sistema SCALE6.0 que utiliza
el método de Monte Carlo para cálculos de criticidad en sistemas nucleares. Se ha construido
un modelo en 3D para caracterizar parámetros ...
de la Cropte de Chanterac, Henri Godefroy Marie(Universitat Politècnica de València, 2022-11-03)
[ES] El presente trabajo se centra en el núcleo del reactor nuclear de la C. N. SURRY de tipo PWR. Los
diferentes códigos utilizados para el estudio son TRACE y PATHS, códigos termohidráulicos que se
pueden acoplar con ...
Jorge López, Francisco Javier(Universitat Politècnica de València, 2023-10-17)
[ES] El acoplamiento de códigos termohidráulicos (TH) y neutrónicos (NK) en reactores nucleares es un proceso crucial en el cálculo para determinar parámetros relacionados con el diseño y la operación segura y eficiente ...
[EN] A computational code system called Coupled Solver ANSYS CFX/PARCS (CSAP) based on coupling
the 3D neutron diffusion code PARCS v2.7 and the ANSYS CFX 13.0 Computational Fluid
Dynamics (CFD) code has been developed ...
En este trabajo se comparan los resultados a partir de dos códigos de quemado CASMO y SCALE 6.2
(TRITON). Para ello, se simulan todos los segmentos correspondientes a un reactor de agua en
ebullición (BWR) usando ambos ...
[EN] In nuclear safety research, the quality of the results of simulation codes is widely determined by the reactor design and safe operation, and the description of neutron transport in the reactor core is a feature of ...
El modelo de Peach Bottom (PB) es uno de los más usados para validar
códigos o nuevos modelos. Esto es debido a la cantidad de datos disponibles en el
benchmark NEA/OECD BWR Peach Bottom Turbine Trip (PBTT). Por lo tanto, ...
This report presents the methodology to change from a 0-D kinetics core in a RELAP5/Mod3.3 full
plant model of Trillo NPP to a coupled RELAP5/PARCS 3-D core. The coupled plant model is
assessed against a real cooling ...
Se ha desarrollado una nueva herramienta computacional para los cálculos de reactor
es nucleares
basada en el acople
entre el código de transporte neutrónico PARCS y el código
comercia
l
de dinámica de
fluido
s ...
Ruiz Antón-Pacheco, Jaime Gonzalo(Universitat Politècnica de València, 2017-09-29)
Fuel Assemblies within the core of Pressurized Water Reactor (PWR) are affected by the bow phenomenon. This in turn impacts the performance of nuclear Power Plants. Bowing leads to the appearance of bending moments in the ...
En este trabajo se presenta una metodología de análisis de inestabilidades en reactores del tipo
BWR. Esta metodología abarca técnicas de análisis modal del punto de operación, técnicas de
análisis de señal y simulación ...
[EN] Predicting the isotopic evolution and its impact in the core performance becomes
crucial for designing and operating nuclear reactors. This work faces the starting
point of developing a depletion code using the latest ...
Rodrigo Gozalvo, Asia(Universitat Politècnica de València, 2023-06-28)
[ES] El presente trabajo consta del estudio de una instalación de biodigestores en las distintas comunidades de los Altos de Chiapas, en México, con el fin de sustituir el tradicional, dañino y contaminante uso de leña ...