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Cálculo de Criticidad de un Reactor PWR Mediante Geometría de Malla No Estructurada y Código Paralelo de Simulación Monte Carlo MCNP6.1.1

RiuNet: Institutional repository of the Polithecnic University of Valencia

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Cálculo de Criticidad de un Reactor PWR Mediante Geometría de Malla No Estructurada y Código Paralelo de Simulación Monte Carlo MCNP6.1.1

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dc.contributor.advisor Miró Herrero, Rafael es_ES
dc.contributor.advisor Bernal García, Álvaro es_ES
dc.contributor.advisor Morato Rafet, Sergio es_ES
dc.contributor.author Morejón Cebrián, Rodrigo es_ES
dc.date.accessioned 2020-10-14T16:37:18Z
dc.date.available 2020-10-14T16:37:18Z
dc.date.created 2020-07-21
dc.date.issued 2020-10-14 es_ES
dc.identifier.uri http://hdl.handle.net/10251/151814
dc.description.abstract [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, se resolverá un problema de criticidad y se hallará el flujo neutrónico. La validación se basará en una comparación con los resultados obtenidos con los modelos geométricos de MCNP6 sin discretizar la geometría. La experimentación en reactores nucleares comerciales está restringida por motivos de seguridad. Por tanto, desde el punto de vista de la seguridad como de la investigación, el simulado de reactores nucleares utilizando códigos de transporte es esencial ya que permite simular el funcionamiento del mismo sin comprometer la seguridad. En particular, cobra especial relevancia a la hora de realizar casos de funcionamiento con diferentes condiciones de trabajo y de comprobar el cumplimiento de las normas de seguridad nuclear. es_ES
dc.description.abstract [EN] The objective of this project is the ratification of the MCNP6 Monte Carlo code for the simulation of the neutron transport in a commercial PWR reactor of the KWU type, using an unstructured mesh. Specifically, a criticality problem will be solved and the neutron flux will be found. The validation will be based on a comparison with the results obtained with the geometric models of MCNP6 without discretizing the geometry. Experimentation in commercial nuclear reactors is restricted for safety reasons. Therefore, from the point of view of safety and research, the simulation of nuclear reactors using transport codes is essential since it allows simulating the operation of the same without compromising safety. It is particularly important to carry out operational cases with different working conditions and to check compliance with nuclear safety standards. es_ES
dc.format.extent 86 es_ES
dc.language Español es_ES
dc.publisher Universitat Politècnica de València es_ES
dc.rights Reserva de todos los derechos es_ES
dc.subject Reactor es_ES
dc.subject PWR es_ES
dc.subject Criticidad es_ES
dc.subject Monte Carlo es_ES
dc.subject Malla no Estructurada es_ES
dc.subject.classification INGENIERIA NUCLEAR es_ES
dc.subject.other Grado en Ingeniería en Tecnologías Industriales-Grau en Enginyeria en Tecnologies Industrials es_ES
dc.title Cálculo de Criticidad de un Reactor PWR Mediante Geometría de Malla No Estructurada y Código Paralelo de Simulación Monte Carlo MCNP6.1.1 es_ES
dc.type Proyecto/Trabajo fin de carrera/grado es_ES
dc.rights.accessRights Cerrado es_ES
dc.contributor.affiliation Universitat Politècnica de València. Departamento de Ingeniería Química y Nuclear - Departament d'Enginyeria Química i Nuclear es_ES
dc.contributor.affiliation Universitat Politècnica de València. Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales - Escola Tècnica Superior d'Enginyers Industrials es_ES
dc.description.bibliographicCitation Morejón Cebrián, R. (2020). Cálculo de Criticidad de un Reactor PWR Mediante Geometría de Malla No Estructurada y Código Paralelo de Simulación Monte Carlo MCNP6.1.1. http://hdl.handle.net/10251/151814 es_ES
dc.description.accrualMethod TFGM es_ES
dc.relation.pasarela TFGM\71826 es_ES


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