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Análisis de un transitorio SGTR en un reactor nuclear de agua presurizada usando el código termohidráulico trance

RiuNet: Repositorio Institucional de la Universidad Politécnica de Valencia

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Análisis de un transitorio SGTR en un reactor nuclear de agua presurizada usando el código termohidráulico trance

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García Prieto, GA. (2015). Análisis de un transitorio SGTR en un reactor nuclear de agua presurizada usando el código termohidráulico trance. http://hdl.handle.net/10251/48722.

Por favor, use este identificador para citar o enlazar este ítem: http://hdl.handle.net/10251/48722

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Título: Análisis de un transitorio SGTR en un reactor nuclear de agua presurizada usando el código termohidráulico trance
Autor:
Director(es): Escrivá Castells, Facundo Alberto
Entidad UPV: Universitat Politècnica de València. Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales - Escola Tècnica Superior d'Enginyers Industrials
Fecha difusión:
Fecha acto/lectura: 2015-02
Resumen:
Consulta en la Biblioteca ETSI Industriales (Riunet)


[es] El transitorio de rotura de tubos de un generador de vapor (SGTR, Steam Generator Tube Rupture) en reactores de agua a presión (PWR, Pressurized Water Reactors) es conocido por ser uno de los más exigentes para las ...[+]
Palabras clave: Consulta en la Biblioteca ETSI Industriales , Reactores nucleares , Agua presurizada , Código termohidráulico
Derechos de uso: Cerrado
Titulación: Ingeniero Industrial-Enginyer Industrial
Tipo: Proyecto/Trabajo fin de carrera/grado

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