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Análisis de los elementos de combustible y núcleo del reactor con el código termohidráulico de subcanal CTF-UPVIS para el ciclo de combustible 07 de la Central Nuclear de Leibstadt (KKL)

Pradas Fernández, Álvaro (Universitat Politècnica de València, 2021-02-01)

[ES] En el presente Trabajo Final de Máster se ha llevado a cabo la modelización de los elementos combustibles y núcleo del reactor que intervienen en el ciclo de combustible 07 de la Central Nuclear de Leibstadt (KKL, ...

Análisis del sector eléctrico en España y propuesta energética

Sevilla González, Alba María (Universitat Politècnica de València, 2022-09-05)

[ES] El presente trabajo se va a centrar principalmente en llevar a cabo un estudio sobre el sector eléctrico en España, analizando su evolución, la situación actual del mercado eléctrico español, la evolución de la demanda ...

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

Contributions to solve the Multi-group Neutron Transport equation with different Angular Approaches

Morato Rafet, Sergio (Universitat Politècnica de València, 2021-01-17)

[ES] La forma más exacta de conocer el desplazamiento de los neutrones a través de un medio material se consigue resolviendo la Ecuación del Transporte Neutrónico. Tres diferentes aproximaciones de esta ecuación se han ...

Detección de perturbaciones en reactores nucleares utilizando redes neuronales

Lec'Hvien, Quentin (Universitat Politècnica de València, 2023-02-20)

[ES] El presente trabajo estudia las posibilidades de detección y localización de pequeñas anomalías de funcionamiento en un reactor nuclear de agua presión. Mediante la monitorización de las medidas de los detectores de ...

Diseño de instalación eléctrica en baja tensión de un almacén de repuestos mecánicos para la central nuclear de Cofrentes

Mayo Castañar, Natalia (Universitat Politècnica de València, 2024-11-06)

[ES] Con el presente proyecto se pretende diseñar toda la instalación eléctrica de una nave industrial de nueva construcción en la central nuclear de Cofrentes. Esta nave estará destinada a almacenar repuestos mecánicos ...

El debate en torno la energía: Análisis de discurso en materia de energías renovables y energía nuclear

Rubio Ibáñez, Noel (Universitat Politècnica de València, 2015-12-21)

Factores como los mencionados arriba están generando en la actualidad un intenso debate en materia energética, en un intento de discernir cuál es la fuente de energía idónea para el futuro. Energía nuclear o energías ...

Estudio de la Ecuación del Transporte de Neutrones en Reactores Modulares Pequeños de Sales Fundidas

Navarro Gamón, Empar (Universitat Politècnica de València, 2023-10-19)

[ES] La energía nuclear es una fuente de energía limpia y segura que desde su puesta en marcha ha ido evolucionando en aspectos de diseño y seguridad. Fruto de esta evolución se están desarrollando los reactores modulares ...

Estudio del impacto de la desnuclearización del sistema eléctrico español: análisis técnico, económico, social, medioambiental y regulatorio y propuesta de soluciones alternativas al apagón nuclear

Tortosa Serrano, Alejandro (Universitat Politècnica de València, 2021-10-21)

[ES] La revolución de las energías renovables, junto a una mayor concienciación social sobre el cuidado del medio ambiente, ha ensombrecido y mantenido fuera de debate a una de las principales fuentes energéticas del mundo ...

Impacto socio-económico de la Plataforma Logística del ATC (Almacén Temporal Centralizado), en la gestión de residuos nucleares, en Villar de Cañas (Cuenca)

Naharros López, Vicente (Universitat Politècnica de València, 2013-11-20)

El objetivo principal de este Trabajo Final de Máster es el estudio del impacto socioeconómico de un gran proyecto como es el Almacén Temporal Centralizado (ATC) que estará situado en la población de Villar de Cañas en ...

Implementación en el código acoplado relap5/parcs de la opción de movimiento de barras de control mediante controles y señales

Ana Ibáñez, Pablo (Universitat Politècnica de València, 2014-01-23)

Consulta en la Biblioteca ETSI Industriales (7583)

Modelado y predicción de la evolución de la temperatura máxima de vaina en un transitorio LBLOCA

Cárcel Robredo, Jaime (Universitat Politècnica de València, 2024-09-10)

[ES] Actualmente, los análisis de accidentes de plantas nucleares se realizan mediante la aplicación de la metodología BEPU ( Best Estimate Plus Uncertainty ) basada en el uso de códigos termohidraulicos de simulación BE ...

Panorama actual de las energías renovables en España

Ribes Greus, María Desamparados; Martinez Felipe, Alfonso (Universitat Politècnica de València, 2008-01-25)

Descripción del panorama energético actual a nivel nacional

Proyecto de apertura de una mina de uranio en la zona de Retortillo-Santidad (Salamanca). Creación de valor e impactos negativos

Sanchez Tabernero, Gonzalo (Universitat Politècnica de València, 2021-09-15)

[ES] En el presente trabajo, trataremos de analizar tanto la creación de valor como los efectos negativos que supondría la consecución del "Proyecto Salamanca" que la empresa Berkeley pretende llevar a cabo en la zona de ...

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 los distintos escenarios accidentales del POE "Mal funcionamiento del sistema de evacuación del calor residual" en una central nuclear

Martorell Aigües, Pablo (Universitat Politècnica de València, 2013-05-06)

Proyecto Confidencial

Simulación de transitorios de pérdida de refrigerante por roturas de pequeño tamaño (Sbloca) mediante el código termohidráulico trace

Rubio Cremades, Alejandro José (Universitat Politècnica de València, 2013-06-11)

Proyecto Confidencial

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)

Simulación de transitorios en instalaciones experimentales basadas en centrales PWR con código de simulación Trace

Blanco de las Muelas, David (Universitat Politècnica de València, 2019-09-19)

[ES] El desarrollo de códigos termo-hidráulicos constituye un campo en el que se han dedicado importantes esfuerzos desde hace décadas. Mediante estos códigos se simula el comportamiento de reactores nucleares bajo diversos ...

Study of direct contact condensation in two-phase flows and its application to the security analysis of a loca in PWR nuclear power plant

López Pérez, Raúl (Universitat Politècnica de València, 2013-05-06)

Proyecto Confidencial

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