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Simulación y análisis de un accidente de pérdida de refrigerante en un reactor nuclear tipo PWR con el código TRACE

Herrero Alvarez de Araya, Rodrigo (Universitat Politècnica de València, 2018-10-01)

[ES] En las últimas décadas se está dedicando un esfuerzo considerable al desarrollo de códigos termohidráulicos. Con estos códigos se simula el comportamiento de un reactor nuclear ante transitorios y accidentes. Para ...

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