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Admin. UPV

Listar por autor "Serradell García, Vicente Jesús"

Mostrando ítems 1-10 de 10

Análisis de la capacidad de extracción del calor en Combustibles Gastados de distintos refrigerantes

Sanchez Saez, Francisco; Serradell García, Vicente Jesús; Carlos Alberola, Sofía; Pelayo, F.; Mendizábal, R.; Sol, I. (Senda Editorial, 2010)

[ES] Los elementos combustibles gastados en las piscinas de combustible de las centrales nucleares constituyen una fuente de calor adicional que debe ser extraída para garantizar la seguridad de la instalación. Aunque la ...
Análisis termohidraulico de piscinas de combustible gastado PWR

Sánchez Sáez, Francisco; Serradell García, Vicente Jesús; Carlos Alberola, Sofía (Sociedad Nuclear Española, 2011-09)

Dentro del estudio de Seguridad en Parada de centrales nucleares se ha analizado el comportamiento del reactor bajo diferentes secuencias accidentales utilizando códigos de estimación óptima. Además, en dicha configuración ...
Comparación TRACE/RELAP ante un accidente de pérdida de refrigerante en la tuberia de vapor principal de un PWR

Forcada Febrer, Patricia (Universitat Politècnica de València, 2013-09-05)

Proyecto Confidencial
Estimación de margenes de seguridad ante accidentes LOCA en CCNN considerando incertidumbres

Máñez Soriano, María (Universitat Politècnica de València, 2014-05-13)

Consulta en la Biblioteca ETSI Industriales (5492)
Estrategia de búsqueda y optimización de parámetros con aplicación en la simulación mediante códigos termohidráulicos

Carlos Alberola, Sofía (Universitat Politècnica de València, 2009-03-11)

La evaluación del comportamiento de las plantas nucleares ante un escenario transitorio es una línea de trabajo dentro del campo de la seguridad nuclear desde que empezó la explotación de la enertía nuclear para la producción ...
Métodos estadísticos para el análisis de márgenes de seguridad mediante códigos BE+U

Villamizar León, Maryory Patricia; Martorell Alsina, Sebastián Salvador; Villanueva López, José Felipe; Carlos Alberola, Sofía; Sánchez Galdón, Ana Isabel; Serradell García, Vicente Jesús; Mendizabal, R.; Pelayo, F.; Sol, I. (Sociedad Nuclear Española, 2011-09)

El uso cada vez más extendido de herramientas de cálculo realistas con estimación de las incertidumbres asociadas, en ingles conocido como BE+U (Best Estimate + Uncertainties), la cada vez mayor capacidad de cálculo, ...
Redes neuronales para el análisis de márgenes de seguridad mediante códigos BE+U

Villamizar León, Maryory Patricia; Martorell Alsina, Sebastián Salvador; Villanueva López, José Felipe; Carlos Alberola, Sofía; Sánchez Galdón, Ana Isabel; Serradell García, Vicente Jesús; Mendizabal, R.; Pelayo, Fernando; Sol, I. (Sociedad Nuclear Española, 2011-09)

La cada vez mayor capacidad de cálculo está permitiendo aportar nuevas herramientas de análisis dentro del contexto de evaluación de seguridad de centrales nucleares mediante la utilización de herramientas de cálculo ...
Simulación de la secuencia accidental de pérdida del sistema de evacuación del calor residual en operación de 3/4 de lazo en un reactor nuclear

Segurado Giménez, Jacobo (Universitat Politècnica de València, 2014-02-11)

Consulta en la Biblioteca ETSI Industriales (7548)
Simulación de transitorios de pérdida del RHR en un reactor de agua a presión mediante códigos termohidráulicos

Vidal Lahera, Guillermo (Universitat Politècnica de València, 2014-03-27)

Consulta en la Biblioteca ETSI Industriales (5978)
Validación del modelo best-estimate en código trace de un reactor pwr para simulación de accidentes en situaciones de recarga

Lahuerta Contreras, Juan Vicente (Universitat Politècnica de València, 2013-10-14)

Consulta en la Biblioteca ETSI Industriales (8285)