This paper constitutes a first approach of the
assessment of the ANSYS-CFX code to simulate the
TRIGA research reactor. Due to computational limits
simplifications of the core and of some other geometrical
details ...
El shock térmico presurizado (PTS - Pressurized The
rmal Shock) es un tema importante en la
seguridad de los reactores nucleares. El PTS ocurre
cuando la pared de la vasija caliente se expone
a un fluido a baja temperatura ...
En las instalaciones nucleares existe una larga trayectoria en el
uso de códigos específicos como Trace, TRAC/BF1 o Relap5 para su
simulación, validación y licenciamiento. Sin embargo, cada vez más,
se usan los códigos ...
[ES] El uso de los códigos de Dinámica de Fluidos Computacional (CFD) 3D para predecir el flujo
estacionario y transitorio en los reactores nucleares está creciendo rápidamente y constituye una
nueva tendencia en su ...
El uso de los códigos de Dinámica de Fluidos Comput
acional (CFD) para predecir el flujo
estacionario y transitorio en los reactores nuclear
es está creciendo rápidamente en las últimas
décadas y constituye la tendencia ...
The OECD/NEA ROSA project test 1-1 was conducted in 2006 with
the objective to obtain the multidimensional temperature distributions in cold legs
and downcomer during the Emergency Core Cooling System (ECCS) water ...