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Browsing by Subject "Seguridad nuclear"

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Anàlisi d'un accident d'ejecció de barra de control en un reactor nuclear pwr amb el codi acoblat termohidràulic-neutrònic 3d RELAP5/PARCSv2.7

García Fenoll, Marina (Universitat Politècnica de València, 2013-11-20)

Proyecto Confidencial
Análisis y simulación de una rotura en la línea de vapor principal, en la instalación experimental PKL, mediante el código termohidráulico TRACE

León Gayán, Rafael (Universitat Politècnica de València, 2020-09-22)

[ES] La seguridad es en la industria nuclear hoy en día un elemento clave en su operación, y su objetivo es proteger a las personas y al medioambiente de los posibles efectos de un accidente. Aunque el nivel de seguridad ...
Aportaciones al modelado de la indisponibilidad de componentes y la fiabilidad humana para la mejora de la seguridad de las centrales nucleares informada en el riesgo

Martorell Aigües, Pablo (Universitat Politècnica de València, 2019-03-22)

[ES] La seguridad ha sido, es y seguirá siendo una prioridad en la operación de las centrales nucleares para la producción de energía eléctrica. Uno de los grandes retos a los que se enfrenta la industria nuclear es el ...
Aportación a los Cálculos Neutrónicos y Termohidráulicos en 3D con Códigos de Mejor EStimación. Aplicación a Transitorios en Reactores Nucleares BWR y PWR

Sánchez Hernández, Ana María (Universitat Politècnica de València, 2012-12-19)

El uso de códigos es una herramienta fundamental en Seguridad Nuclear para la simulación de diferentes situaciones en reactores de potencia. En particular, los códigos termohidráulicos de estimación óptima nos permiten ...
Desarrollo y verificación de una plataforma multifísica de altas prestaciones para análisis de seguridad en ingeniería nuclear

Abarca Giménez, Agustín (Universitat Politècnica de València, 2017-10-02)

In recent years, in parallel with advances in computer technology, a multitude of computer tools have been developed through which it is possible to obtain a detailed description of the phenomena occurring in the core of ...
Development and validation of a multi-scale and multi-physics methodology for the safety analysis of fast transients in Light Water Reactors

Hidalga García-Bermejo, Patricio (Universitat Politècnica de València, 2021-01-25)

[ES] La tecnología nuclear para el uso civil genera más preocupación por la seguridad que muchas otras tecnologías que se usan a diario. La Autoridad Nuclear define las bases de cómo debe realizarse la operación segura de ...
Diseño de una herramienta gráfica interactiva bajo plataforma snap para análisis de seguridad nuclear de transitorios neutrónicos-termohidráilicos 3D

Martorell Mayor, José Basilio (Universitat Politècnica de València, 2017-10-02)

Proyecto confidencial (Riunet)
Diseño e implementación de una metodología basada en la filosofía "Safety II" para la reducción de la siniestralidad en el sector nuclear

Mendoza García, Julián (Universitat Politècnica de València, 2023-10-16)

[ES] Durante los últimos años, dentro de sectores como el nuclear, con riesgos importantes, pero con una alta orientación histórica a la seguridad, que ha llevado a situarlos en muy bajos niveles de siniestralidad, ha ...
Estrategia de búsqueda y optimización de parámetros con aplicación en la simulación mediante códigos termohidráulicos

Carlos Alberola, Sofía (Universitat Politècnica de València, 2009-03-11)

La evaluación del comportamiento de las plantas nucleares ante un escenario transitorio es una línea de trabajo dentro del campo de la seguridad nuclear desde que empezó la explotación de la enertía nuclear para la producción ...
Estudio y caracterización de accidentes tipo LOCA (Loss of Coolant Accident) de diferentes tamaños en reactores nucleares de agua en ebullición

Sendra García, Albert (Universitat Politècnica de València, 2013-04-30)

Consulta en la Biblioteca ETSI Industriales (9220)
Experimental and Modelling Study of Interfacial Phenomena in Annular Flow with Uncertainty Quantification

Rivera Durán, Yago (Universitat Politècnica de València, 2023-07-03)

[ES] El flujo anular es uno de los regímenes de flujo bifásico más importantes y se caracteriza por que una fracción de líquido muy pequeña conocida como película de líquido que viaja cerca de la pared y un núcleo gaseoso. ...
Experimental characterization of aerosol retention in the break stage of a dry steam generator in SGTR sequences

Sánchez Velasco, Francisco Javier (Universitat Politècnica de València, 2008-12-17)

En reactores de agua a presión, las secuencias de accidente severo con rotura de tubos del generador de vapor (conocidas por sus siglas en inglés SGTR, Steam Generator Tube Rupture) son dominantes del riesgo, a pesar de ...
Obtención y validación de un modelo de planta de la central nuclear de Cofrentes para el análisis de transitorios deterministas

Antón Ruiz, Tania (Universitat Politècnica de València, 2013-11-13)

Proyecto Confidencial
Simulación de un transitorio de pérdida de refrigerante en la instalación experimental PKL mediante el código trace. Aplicación a seguridad nuclear

Cuesta Morales, Alejandra (Universitat Politècnica de València, 2013-10-30)

Proyecto confidencial (Riunet)