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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, ...
Application of dosimetry measurements to analyze the neutron activation of a stainless steel sample in a training nuclear reactor

Ródenas Diago, José; Gallardo Bermell, Sergio; Weirich, F.; Hansen, W. (Elsevier, 2014-11)

All materials present in the core of a nuclear reactor are activated by neutron irradiation. The activity so generated produces a dose around the material. This dose is a potential risk for workers in the surrounding ...
Estudio y desarrollo de un modelo termo-hidráulico de un reactor nuclear PWR para verificación del código FEMFFUSION

Bueno Fillon, Luis (Universitat Politècnica de València, 2022-12-13)

[ES] Para garantizar la seguridad de un reactor nuclear es crucial la posibilidad de realizar simulaciones con modelos que se asemejen a la realidad. El estudio de accidentes, la propuesta de mejoras para la planta y ...
Modelado del Núcleo de un Reactor Nuclear PWR-KWU para el Análisis de Criticidad mediante Simulaciones Monte Carlo con el Código KENO VI

Martín Ruiz, Francisco (Universitat Politècnica de València, 2024-11-18)

[ES] En este trabajo de fin de máster se aborda la creación de un modelo 3D de un reactor nuclear PWR-KWU utilizando el código KENO VI, parte integral del sistema SCALE. El modelo generado permitirá realizar simulaciones ...

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