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Listar por palabra clave "Nuclear safety"

Mostrando ítems 1-8 de 8

Análisis y simulación de una rotura en la línea de vapor principal, en la instalación experimental PKL, mediante el código termohidráulico TRACE

León Gayán, Rafael (Universitat Politècnica de València, 2020-09-22)

[ES] La seguridad es en la industria nuclear hoy en día un elemento clave en su operación, y su objetivo es proteger a las personas y al medioambiente de los posibles efectos de un accidente. Aunque el nivel de seguridad ...
Aportaciones al modelado de la indisponibilidad de componentes y la fiabilidad humana para la mejora de la seguridad de las centrales nucleares informada en el riesgo

Martorell Aigües, Pablo (Universitat Politècnica de València, 2019-03-22)

[ES] La seguridad ha sido, es y seguirá siendo una prioridad en la operación de las centrales nucleares para la producción de energía eléctrica. Uno de los grandes retos a los que se enfrenta la industria nuclear es el ...
Estudio del flujo de caudal crítico y validación del código TRACE frente a experimentos de flujo crítico realizados en la instalación Marviken

Bello Barradás, Cindy del Carmen (Universitat Politècnica de València, 2021-12-13)

[ES] El flujo de caudal crítico o estrangulado (choked flow) es un fenómeno físico de particular interés en seguridad nuclear, debido que ocurre principalmente en un accidente base de diseño de pérdida de refrigerante. Su ...
Experimental and Modelling Study of Interfacial Phenomena in Annular Flow with Uncertainty Quantification

Rivera Durán, Yago (Universitat Politècnica de València, 2023-07-03)

[ES] El flujo anular es uno de los regímenes de flujo bifásico más importantes y se caracteriza por que una fracción de líquido muy pequeña conocida como película de líquido que viaja cerca de la pared y un núcleo gaseoso. ...
Experimental investigations on nuclear aerosols in a severe accident

Delgado Tardáguila, Rosario (Universitat Politècnica de València, 2016-05-02)

[EN] In case of a severe accident in a NPP fission products are released from the degraded fuel and may reach the environment if their confinement is lost and/or bypassed. Given the high radio-toxic nature of nuclear ...
Liquid-Liquid Secondary Fragmentation with Solidification

Hadj-Achour, M.; Rimbert, Nicolas; Gradeck, M. (Editorial Universitat Politècnica de València, 2017-07-28)

[EN] In the event of a hypothetical core disruptive accident in nuclear power plants, the molten core may flow out the reactor vessel and interact with the cold water. The evolution of the accident is strongly affected ...
R&D activities of the Spanish research institutions and universities on GEN IV reactors and advanced nuclear systems

Alvarez Velarde, F.; Bécares, V.; Cano, D.; Cobos, J.; Feria, F.; Garcia, M.; García Herranz, N.; Herranz, Luis Enrique; López, D.; Martorell Alsina, Sebastián Salvador; Perlado, M.; Queral, Cesar; Serrano, M.; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Senda Editorial, 2017)

[ES] La sostenibilidad de la energía nuclear ha motivado el desarrollo de reactores de Generación IV y sistemas nucleares avanzados que son altamente seguros, competitivos económicamente, que extienden la vida de los ...
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 ...