Listar por palabra clave "Reactores nucleares"

Analysis of a rod withdrawal in a PWR core with the neutronic-thermalhydraulic coupled code RELAP/PARCS

Soler Martínez, María Desamparados (Universitat Politècnica de València, 2013-11-20)

Consulta en la Biblioteca ETSI Industriales (8084)

Anàlisi d'un accident d'ejecció de barra de control en un reactor nuclear pwr amb el codi acoblat termohidràulic-neutrònic 3d RELAP5/PARCSv2.7

García Fenoll, Marina (Universitat Politècnica de València, 2013-11-20)

Proyecto Confidencial

Análisis de un transitorio SGTR en un reactor nuclear de agua presurizada usando el código termohidráulico trance

García Prieto, Gaspar Antonio (Universitat Politècnica de València, 2015-04-09)

Consulta en la Biblioteca ETSI Industriales (Riunet)

Análisis termohidráulico de la instalación ATLAS. Aplicaciones de la metodología de escalado

Lorduy Alós, María (Universitat Politècnica de València, 2022-03-21)

[ES] Ante el desafío que implica la reducción de los efectos del cambio climático, la industria nuclear se ha postulado como una buena alternativa para sustituir la producción de energía eléctrica a partir de combustibles ...

Cálculo de reactores nucleares experimentales y comerciales mediante transporte determinista por ordenadas discretas

Soler Méndez, Guillermo (Universitat Politècnica de València, 2020-10-15)

[ES] Conocer el comportamiento estacionario de reactores durante su funcionamiento es crucial para diseñar éste de forma correcta. Por esto, utilizar métodos adecuados en el cálculo de reactores tiene una gran importancia ...

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 ...

Determinación de los parámetros de un reactor nuclear necesarios para obtener radioisótopos con actividad exenta

Ródenas Diago, José; Aledó Cuenca, Salvador (Sociedad Nuclear Española, 2019-09-28)

[ES] El uso de radionucleidos como marcadores en un proceso industrial es muy útil. El producto marcado debe contener una actividad por debajo de los valores exentos para que pueda considerarse después del proceso como un ...

Development and validation of a multi-scale and multi-physics methodology for the safety analysis of fast transients in Light Water Reactors

Hidalga García-Bermejo, Patricio (Universitat Politècnica de València, 2021-01-25)

[ES] La tecnología nuclear para el uso civil genera más preocupación por la seguridad que muchas otras tecnologías que se usan a diario. La Autoridad Nuclear define las bases de cómo debe realizarse la operación segura de ...

Estudio dosimétrico en la zona de almacenamiento de las barras de control extraidas de un reactor bwr

Abarca Giménez, Agustín (Universitat Politècnica de València, 2013-11-20)

Consulta en la Biblioteca ETSI Industriales (8022)

Estudio termohidráulico del núcleo de un reactor de 100 mwt de potencia de muy alta temperatura, tipo lecho de bolas, refrigerado por gas, mediante el código fluido dinámico cfx

González Sánchez, Cristina (Universitat Politècnica de València, 2013-10-28)

Consulta en la Biblioteca ETSI Industriales (8266)

Estudio y caracterización de accidentes tipo LOCA (Loss of Coolant Accident) de diferentes tamaños en reactores nucleares de agua en ebullición

Sendra García, Albert (Universitat Politècnica de València, 2013-04-30)

Consulta en la Biblioteca ETSI Industriales (9220)

Integración de la ecuación de la difusión neutrónica en geometrías multidimensionales. Aplicación a reactores nucleares. Cálculo de los Modos Lambda

Ginestar Peiro, Damián (Universitat Politècnica de València, 2009-03-11)

La tesis está dedicada al desarrollo de métodos para el tratamiento de dos problemas básicos de la física de reactores nucleares, el cálculo de los modos lambda asociados a una configuración estática del reactor nuclear, ...

Rate theory modelling of radiation effects in bbc Fe at low temperature

Pascual Orts, Iván (Universitat Politècnica de València, 2013-11-26)

Consulta en la Biblioteca ETSI Industriales (7979)

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)

Testing of large-scale CNF synthesis reactor

Saz Pérez, Pablo (Universitat Politècnica de València, 2013-05-21)

Consulta en la Biblioteca ETSI Industriales (8985)

Uncertainty and sensitivity analysis in the results of coupled RELAP5/PARCS simulation for the Almaraz nuclear power plant resulting from uncertainties in the neutronic parameters

Ánchel Añó, Francisco Constantino (Universitat Politècnica de València, 2013-09-05)

Proyecto Confidencial