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Listar por palabra clave "PWR"

Mostrando ítems 1-17 de 17

A burnup credit methodology for PWR spent fuel storage pools: Application to a standard PWR nuclear power plant

Castro, V. F.; Miró Herrero, Rafael; Pereira, C.; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Elsevier, 2024-04-01)

[EN] This paper proposes a methodology for burnup credit of spent nuclear fuel (SNF) pool storage based on the axial burnup of the fuel assemblies. Following the NRC guidance and normative for NPP safety, axial burnup ...
Análisis de criticidad de un reactor SMR de NuScale utilizando el código de Monte Carlo KENO VI: obtención de la concentración de boro para reactor crítico

Torres Castillo, Isaac (Universitat Politècnica de València, 2024-07-29)

[ES] Este proyecto consiste en un análisis neutrónico de un pequeño reactor modular (SMR) desarrollado por la empresa estadounidense NuScale Power, cuyo diseño se basa en un reactor de agua a presión (PWR) compuesto por ...
Análisis de la Dinámica de Reactores de Agua Ligera (LWR) mediante un Modelo Reducido con Acoplamiento Termohidráulico-Neutrónico

Mondaray Muñoz, Diego (Universitat Politècnica de València, 2023-09-05)

[ES] En el presente trabajo se pretende acoplar un modelo de orden reducido (ROM) de la termohidráulica (TH) de reactores de agua a presión (LWR) con la neutrónica (NK) en el dominio del tiempo mediante el uso de Matlab. La ...
Análisis de la evolución de la potencia debida al movimiento de barras de control en un reactor nuclear para la verificación del código FEMFFUSION

Candela Botí, Pablo (Universitat Politècnica de València, 2021-10-18)

[ES] Para el análisis de la seguridad de un reactor nuclear, es necesario simular de manera muy precisa la evolución de la potencia del reactor a lo largo del tiempo. El valor de la potencia del reactor depende de múltiples ...
Análisis termohidráulico de la instalación LSTF/ROSA utilizando el código TRACE5. Aportaciones a la metodología de escalado

Querol Vives, Andrea (Universitat Politècnica de València, 2016-01-07)

[EN] The origin of the scaling-issue is the impossibility to obtain measured data in case of an accident in nuclear reactors. The knowledge of thermal hydraulic phenomena oc-curring in Nuclear Power Plants (NPP) during an ...
Aportaciones y Mejoras en los Códigos Termohidráulicos y Neutrónicos de Estimación Óptima RELAP5, TRAC-BF1, TRACE Y PARCS

Barrachina Celda, Teresa María (Universitat Politècnica de València, 2021-01-10)

[ES] La simulación de transitorios forma parte del proceso de licenciamiento de una central nuclear. Esto implica que los códigos, así como los modelos utilizados deben estar verificados y validados. Normalmente, esta ...
Cálculo de Criticidad de un Reactor PWR Mediante Geometría de Malla No Estructurada y Código Paralelo de Simulación Monte Carlo MCNP6.1.1

Morejón Cebrián, Rodrigo (Universitat Politècnica de València, 2020-10-14)

[ES] El objetivo de este proyecto es la ratificación del código Monte Carlo MCNP6, para la simulación del transporte neutrónico en un reactor comercial PWR del tipo KWU, utilizando una malla no estructurada. En concreto, ...
Cálculo del seguimiento de núcleo de un reactor nuclear de agua a presión (PWR) con códigos termohidráulico-neutrónicos 3D

de la Cropte de Chanterac, Henri Godefroy Marie (Universitat Politècnica de València, 2022-11-03)

[ES] El presente trabajo se centra en el núcleo del reactor nuclear de la C. N. SURRY de tipo PWR. Los diferentes códigos utilizados para el estudio son TRACE y PATHS, códigos termohidráulicos que se pueden acoplar con ...
Criticality calculation with burnup credit of a PWR spent nuclear fuel pool

Cabrera Buenaventura, Ramón (Universitat Politècnica de València, 2024-09-03)

[ES] Los avances en ingeniería y tecnología nuclear han permitido aumentar la energía extraída del uranio en los reactores nucleares. Una vez este ha alcanzado su límite, los elementos combustibles de reactores de agua ...
Development of a Finite Elements Model for a Pressurized Water Reactor Core

Nalewajska, Sarah Iwona (Universitat Politècnica de València, 2019-01-15)

REsumen: En los últimos años, se han llevado a cabo varios estudios sobre el aumento del flujo neutrónico observado en algunos reactores alemanes de agua a presión, modelo KWU. Este tipo de reactores se encuentra en ...
Diseño y verificación del modelo Termohidráulico-Neutrónico 3D de la Central Nuclear de Trillo mediante el código acoplado TRACE/PARCS aplicado a un transitorio PUMA

Alarcón García, Jesús (Universitat Politècnica de València, 2021-03-05)

[ES] En este trabajo final de master se pretende desarrollar un modelo termohidráhulico-neutrónico de la central nuclear tipo KWU-SIEMENS. Este modelo incluirá los componentes más importantes de todo el circuito primario ...
Estimation of the radioactive aerosols capture in accidental sequences of nuclear power plants

Berna Escriche, César (Universitat Politècnica de València, 2017-11-06)

The turbulent submerged jets can be found fairly frequently in a great variety of processes, their study is essential in many industrial processes and engineering applications, such as in underwater propulsion, in metallurgical ...
Estudio de criticidad de un reactor nuclear modular pequeño (SMR) de NuScale mediante el uso del código de Monte Carlo Serpent

Rodrigo Suárez, Francisco (Universitat Politècnica de València, 2024-09-02)

[ES] Este Trabajo de Fin de grado se enfoca en el estudio de la Criticidad de un pequeño reactor nuclear modular (SMR) de la empresa NuScale Power, que utiliza un diseño de un Reactor de Agua a Presión (Pressurized Water ...
Estudio de optimización de un modelo bidimensional de los elementos combustibles de un reactor de agua a presión mediante CFD

Rafecas Caballero, Luis Jacobo (Universitat Politècnica de València, 2017-11-14)

[ES] Uno de los principales problemas que surgen con el paso del tiempo en los reactores de agua a presión de las centrales nucleares (PWR por sus siglas en inglés) es la deformación de los elementos combustibles que forman ...
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 ...
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 ...
OECD/NEA PKL-4 benchmark activity. Code assessment of the relevant phenomena associated to a blind IBLOCA experiment

Martínez-Quiroga, V.; Szogradi, M.; Schollenberger, S.; Sánchez-Perea, M.; Sandberg, N.; Zhongyun, J.; Freydier, P.; Suslov, M.; Austregesilo, H.; Glantz, T.; Lee, J. H.; Li, Z.; Shvetsov, I.; Mukin, R.; Holmstrom, J.; Villanueva López, José Felipe; Virtanen, E.; Freixa, J. (Elsevier, 2022-04-01)

[EN] Code assessment and validation is one of the most relevant research lines in thermal hydraulics and best estimate codes. During the last decades, the Nuclear Energy Agency (NEA) and the Organization for Economic ...