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Estudio del flujo neutrónico en un reactor cilíndrico

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Estudio del flujo neutrónico en un reactor cilíndrico

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dc.contributor.author Vidal-Ferràndiz, A. es_ES
dc.contributor.author Carlos, Sofia es_ES
dc.contributor.author Verdú, G. es_ES
dc.date.accessioned 2017-10-26T06:53:46Z
dc.date.available 2017-10-26T06:53:46Z
dc.date.issued 2017-08-01
dc.identifier.uri http://hdl.handle.net/10251/90047
dc.description.abstract [EN] n the Energy Engineering Degree of the Universitat Polit ecnica de Val encia, the students attend to theNuclear Technology course, in which the basic knowledge of this technology is presented. A main objectiveof this technology is to obtain neutron population distribution inside a reactor core, in order to maintainthe ssion reaction chain. As this activity cannot be experimentally developed, mathematical modelling isof great importance to achieve such objective. One of the computer laboratories proposed consists in theneutron ux determination analytically and numerically in a cylindrical geometry. The analytical solutionmakes use of the Bessel functions and is a good example of their applications. Alternatively, a numericalsolution based on nite di erences is used to obtain an approximate solution of the neutron ux. In thiswork, di erent discretizations of the cylindrical geometry are implemented and their results are compared es_ES
dc.description.abstract [ES] Dentro del Grado de Ingeniería de la Energía, impartido en la Universitat Politècnica de València, se encuentra la asignatura de Tecnología Nuclear, en la que los alumnos adquieren los conocimientos básicos sobre esta tecnología. Un objetivo primordial en este tipo de generación energética es el conocimiento de la distribución de la población neutrónica dentro de un reactor, con la finalidad de mantener la reacción en cadena. Es evidente que esta actividad no puede desarrollarse de forma experimental, por lo que los modelos matemáticos son de gran importancia para lograr este objetivo. Así, una de las prácticas que se propone a los alumnos es la obtención del perfil del flujo neutrónico en una geometría cilíndrica, que es un modelo aproximado del núcleo de un reactor, de forma analítica aprovechando para introducirlas funciones de Bessel y dar un ejemplo de su utilización. Como método alternativo para obtener una aproximación de la solución del problema se utiliza el método de diferencias finitas. Se estudian distintas discretizaciones del reactor cilíndrico y se comparan las soluciones obtenidas. es_ES
dc.language Español es_ES
dc.publisher Universitat Politècnica de València
dc.relation.ispartof Modelling in Science Education and Learning
dc.rights Reconocimiento - No comercial (by-nc) es_ES
dc.subject Tecnología nuclear es_ES
dc.subject Ecuación de la difusión es_ES
dc.subject Flujo neutrónico es_ES
dc.subject Funciones de bessel es_ES
dc.subject Diferencias finitas es_ES
dc.subject Nuclear technology es_ES
dc.subject Diffusion equation es_ES
dc.subject Neutron flux es_ES
dc.subject Bessel functions es_ES
dc.subject Finite differences es_ES
dc.title Estudio del flujo neutrónico en un reactor cilíndrico es_ES
dc.title.alternative Study of the neutron ux distribution in acylindrical reactor es_ES
dc.type Artículo es_ES
dc.date.updated 2017-10-26T06:41:31Z
dc.identifier.doi 10.4995/msel.2017.6678
dc.rights.accessRights Abierto es_ES
dc.description.bibliographicCitation Vidal-Ferràndiz, A.; Carlos, S.; Verdú, G. (2017). Estudio del flujo neutrónico en un reactor cilíndrico. Modelling in Science Education and Learning. 10(2):5-20. https://doi.org/10.4995/msel.2017.6678 es_ES
dc.description.accrualMethod SWORD es_ES
dc.relation.publisherversion https://doi.org/10.4995/msel.2017.6678 es_ES
dc.description.upvformatpinicio 5 es_ES
dc.description.upvformatpfin 20 es_ES
dc.type.version info:eu-repo/semantics/publishedVersion es_ES
dc.description.volume 10
dc.description.issue 2
dc.identifier.eissn 1988-3145
dc.description.references Oliveira, F. R., Bodmann, B. E. J., Vilhena, M. T., & Carvalho, F. (2017). On an analytical formulation for the mono-energetic neutron space-kinetic equation in full cylinder symmetry. Annals of Nuclear Energy, 99, 253-257. doi:10.1016/j.anucene.2016.08.032 es_ES
dc.description.references Hébert A. (2009).Applied Reactor Physics. Presses internationales Polytechnique, Quebec, Canada, ISBN 9782553014369. Burden R., Faires J. (2007).Análisis numérico.International Thomson Editores, ISBN 9789706861344. es_ES
dc.description.references Temme, N. M. (1996). Special Functions. doi:10.1002/9781118032572 es_ES
dc.description.references Stacey, W. M. (2007). Nuclear Reactor Physics. doi:10.1002/9783527611041 es_ES
dc.description.references Saad, Y. (2003). Iterative Methods for Sparse Linear Systems. doi:10.1137/1.9780898718003 es_ES


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