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Listar por palabra clave "Neutrónica"

Mostrando ítems 1-9 de 9

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 ...
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 de Dosimetría de combustible gastado con el método de Monte Carlo mediante la aplicación de técnicas de reducción de varianza basadas en el flujo adjunto

Mengod Bautista, Fernando (Universitat Politècnica de València, 2016-10-07)

[ES] El presente trabajo tiene como objetivo el cálculo y estudio dosimétrico de un sistema de almacenamiento de combustible nuclear gastado. Para llevar a cabo este cometido se emplean códigos de transporte, 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 ...
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 ...
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 ...
Generación de secciones eficaces para un reactor avanzado de sodio líquido mediante SERPENT 2

Ordóñez Ródenas, José (Universitat Politècnica de València, 2015-10-20)

[ES] La generación de secciones eficaces es fundamental para el análisis de criticidad del reactor y también para la determinación de coeficientes de reactividad asociados al funcionamiento del mismo en situaciones ...
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 ...