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Metodología para resolver la ecuación del transporte con el código de ordenadas discretas TORT en el reactor IPEN/MB-01

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Metodología para resolver la ecuación del transporte con el código de ordenadas discretas TORT en el reactor IPEN/MB-01

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Bernal, A.; Abarca Giménez, A.; Barrachina Celda, TM.; Miró Herrero, R.; Verdú Martín, GJ. (2013). Metodología para resolver la ecuación del transporte con el código de ordenadas discretas TORT en el reactor IPEN/MB-01. Grupo Senda. http://hdl.handle.net/10251/47944.

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Metadatos del ítem

Título: Metodología para resolver la ecuación del transporte con el código de ordenadas discretas TORT en el reactor IPEN/MB-01
Autor:
Entidad UPV: Universitat Politècnica de València. Instituto de Seguridad Industrial, Radiofísica y Medioambiental - Institut de Seguretat Industrial, Radiofísica i Mediambiental
Universitat Politècnica de València. Departamento de Estadística e Investigación Operativa Aplicadas y Calidad - Departament d'Estadística i Investigació Operativa Aplicades i Qualitat
Universitat Politècnica de València. Departamento de Ingeniería Química y Nuclear - Departament d'Enginyeria Química i Nuclear
Fecha difusión:
Resumen:
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 ...[+]
Derechos de uso: Reserva de todos los derechos
Editorial:
Grupo Senda
Versión del editor: http://www.reunionanualsne.es/hemeroteca-ra/heme-documentacion
Título del congreso: 39ª Reunión Anual de la Sociedad Nuclear Española
Lugar del congreso: Reus, Spain
Fecha congreso: September 25-27, 2013
Tipo: Comunicación en congreso

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