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simulación de un elemento combustible PWR simplificado mediante los códigos acoplados CFD-Neutrónicos ANSYS CFX 12.1 y PARCS

RiuNet: Repositorio Institucional de la Universidad Politécnica de Valencia

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simulación de un elemento combustible PWR simplificado mediante los códigos acoplados CFD-Neutrónicos ANSYS CFX 12.1 y PARCS

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Nombre: 30-07CFX_PARCS_2.pdf
Tamaño: 621.0Kb
Formato: PDF
Descripción: Versión editorial
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dc.contributor.author Peña Monferrer, Carlos es_ES
dc.contributor.author Chiva, S. es_ES
dc.contributor.author Miró Herrero, Rafael es_ES
dc.contributor.author Barrachina Celda, Teresa María es_ES
dc.contributor.author Pellacani, F es_ES
dc.contributor.author Macián Juan, Rafael es_ES
dc.date.accessioned 2013-11-27T11:52:16Z
dc.date.issued 2011-09
dc.identifier.uri http://hdl.handle.net/10251/34068
dc.description.abstract Se ha desarrollado una nueva herramienta computacional para los cálculos de reactores nucleares basada en el acople entre el código de transporte neutrónico PARCS y e l código comercial de dinámica de fluidos computacional (CFD) ANSYS CFX 12.1. En esta cont ribución se presentan los primeros resultados de la aplicación de esta nueva metodología para el acople de códigos CFD con códigos neutrónicos. C on esta nueva herramienta de simulación se abren nuevas posibilidades en el diseño de elementos combustibles, ya que contribuye a un mejor entendimiento y una mejor simulación de los procesos de transferencia de calor y fenómenos específicos de dinámica de fluidos como el 'crossflow'. La simulación de transitorios de inserción de barra de control, dilución de boro o inyección de agua fría se pueden llevar a cabo con un nivel de precisión que no es posible alcanzar con las metodologías actuales basadas en el uso de códigos de sistema. es_ES
dc.format.extent 8 es_ES
dc.language Español es_ES
dc.publisher Grupo Senda es_ES
dc.rights Reserva de todos los derechos es_ES
dc.subject.classification ESTADISTICA E INVESTIGACION OPERATIVA es_ES
dc.subject.classification INGENIERIA NUCLEAR es_ES
dc.title simulación de un elemento combustible PWR simplificado mediante los códigos acoplados CFD-Neutrónicos ANSYS CFX 12.1 y PARCS es_ES
dc.type Comunicación en congreso es_ES
dc.embargo.lift 10000-01-01
dc.embargo.terms forever es_ES
dc.rights.accessRights Abierto es_ES
dc.contributor.affiliation Universitat Politècnica de València. Instituto de Ingeniería Energética - Institut d'Enginyeria Energètica 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. Departamento de Estadística e Investigación Operativa Aplicadas y Calidad - Departament d'Estadística i Investigació Operativa Aplicades i Qualitat es_ES
dc.contributor.affiliation Universitat Politècnica de València. Instituto de Seguridad Industrial, Radiofísica y Medioambiental - Institut de Seguretat Industrial, Radiofísica i Mediambiental es_ES
dc.description.bibliographicCitation Peña Monferrer, C.; Chiva, S.; Miró Herrero, R.; Barrachina Celda, TM.; Pellacani, F.; Macian Juan, R. (2011). simulación de un elemento combustible PWR simplificado mediante los códigos acoplados CFD-Neutrónicos ANSYS CFX 12.1 y PARCS. Grupo Senda. http://hdl.handle.net/10251/34068 es_ES
dc.description.accrualMethod S es_ES
dc.relation.conferencename 37ª Reunión Anual de la Sociedad Nuclear Española SNE
dc.relation.conferencedate September 28-30, 2011
dc.relation.conferenceplace Burgos, Spain
dc.relation.publisherversion http://www.reunionanualsne.es es_ES
dc.description.upvformatpinicio 109 es_ES
dc.type.version info:eu-repo/semantics/publishedVersion es_ES
dc.relation.senia 214650


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