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Listar por palabra clave "Termohidráulica"

Mostrando ítems 1-16 de 16

ANÁLISIS DE LA FENOMENOLOGÍA DEL RUIDO NEUTRÓNICO EN UN REACTOR NUCLEAR. SIMULACIÓN DE PERTURBACIONES CON CÓDIGO NEUTRÓNICO-TERMOHIDRÁULICO ACOPLADO. ESTUDIO DE LOS ARMÓNICOS EN SEÑALES DE POTENCIA

Redondo Valero, Elena (Universitat Politècnica de València, 2019-07-03)

[ES] El objetivo de este TFG es mejorar la comprensión sobre la fenomenología del ruido neutrónico presente en reactores de agua ligera. Que en el caso de los diseños KWU, además de desconocerse su origen, puede provocar ...
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, ...
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 ...
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 ...
Análisis y simulación de un escenario accidental de pérdida de potencia exterior con el código termohidráulico TRACE5. Aplicación a una instalación experimental nuclear

AVILA NAVAS, JONATHAN (Universitat Politècnica de València, 2017-03-08)

[ES] El objetivo de este Trabajo Final de Grado es contribuir a la evaluación del código termohidráulico TRACE para aplicación en reactores nucleares en temas relacionados con la seguridad. Esta contribución se basa ...
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 ...
Aportación a los Cálculos Neutrónicos y Termohidráulicos en 3D con Códigos de Mejor EStimación. Aplicación a Transitorios en Reactores Nucleares BWR y PWR

Sánchez Hernández, Ana María (Universitat Politècnica de València, 2012-12-19)

El uso de códigos es una herramienta fundamental en Seguridad Nuclear para la simulación de diferentes situaciones en reactores de potencia. En particular, los códigos termohidráulicos de estimación óptima nos permiten ...
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 ...
Cálculo y análsis del seguimiento de núcleo en reactores nucleares de agua ligera (LWR) con acoplamiento termohidráulico-neutrónico 3D: aplicación a PWR y BWR

Jorge López, Francisco Javier (Universitat Politècnica de València, 2023-10-17)

[ES] El acoplamiento de códigos termohidráulicos (TH) y neutrónicos (NK) en reactores nucleares es un proceso crucial en el cálculo para determinar parámetros relacionados con el diseño y la operación segura y eficiente ...
Desarrollo y verificación del modelo 3D de la vasija del reactor nuclear (PWE) Westinghouse AP 1000 medianete el código termohidráulico-neutronico trace

Armero García, María (Universitat Politècnica de València, 2013-09-16)

Proyecto Confidencial (Riunet)
Estudio de modelos de Flujo de Calor Crítico (CHF) entre códigos de sistema y de subcanal para elementos de combustible tipo BWR

Diana Izquierdo, Pablo (Universitat Politècnica de València, 2019-09-04)

[ES] Con el incremento de la población mundial, la demanda energética sufre un aumento constante el cual debe ser cubierto mediante las diferentes fuentes de energía. En este escenario, la energía nuclear toma importancia. ...
Experimentación y modelación de mezcla de vapor y gases no-condensables

Córdova Chávez, Yaisel (Universitat Politècnica de València, 2024-09-02)

[ES] La descarga de vapor en forma de chorro en piscinas con agua subenfriada es una forma muy eficiente de condensar vapor y es muy utilizada en diversas aplicaciones industriales, como la industria farmacéutica, metalúrgica, ...
Impact of an external spray system on containment thermo-hydraulic

Badelles Bellver, Josep (Universitat Politècnica de València, 2013-11-19)

Proyecto confidencial
Modelización del estado estacionario de las condiciones de flujo de un reactor TRIGA mediante el código de dinámica de fluidos computacional ANSYS CFX

Martínez Lianes, Mónica; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Pereira, C.; Chiva Vicent, Sergio; Mesquita, Amir Zacarías (Grupo Senda, 2011)

[ES] El uso de los códigos de Dinámica de Fluidos Computacional (CFD) 3D para predecir el flujo estacionario y transitorio en los reactores nucleares está creciendo rápidamente y constituye una nueva tendencia en su ...
Modelo simplificado 3D de la vasija de un reactor PWR mediante el código de dinámica de fluidos computacional ANSYS CFX

Martínez Lianes, Mónica; Miró Herrero, Rafael; Barrachina Celda, Teresa María; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Chiva, S. (Grupo Senda, 2011-09)

El uso de los códigos de Dinámica de Fluidos Comput acional (CFD) para predecir el flujo estacionario y transitorio en los reactores nuclear es está creciendo rápidamente en las últimas décadas y constituye la tendencia ...
Plataforma Multifísica de Altas Prestaciones para Análisis de Seguridad en Ingeniería Nuclear

Abarca Giménez, Agustín; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Melara-San Román, José; Concejal-Bermejo, Alberto (Senda Editorial, 2018)

[ES] En los últimos años, paralelamente a los avances en tecnología informática, se están desarrollando herramientas informáticas mediante las que es posible obtener una descripción detallada de los fenómenos que tienen ...