Výsledky vyhledávání - "Código termohidráulico"

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

Autor: León Gayán, Rafael

Publikováno v: RiuNet. Repositorio Institucional de la Universitat Politécnica de Valéncia
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[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 de esta industria es elevad

Externí odkaz: https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=dedup_wf_001::c1e4ff58667711caf3baac56ad1e403e
https://hdl.handle.net/10251/150518

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Simulación de un accidente de pérdida de refrigerante en una instalación nuclear. Aplicaciones de escalado

Autor: Saenz Gurutzealde, Sergio

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[ES] El experimento OECD-PKL2 G7.1 consiste en un accidente de pérdida de refrigerante por rotura pequeña con fallo del sistema de inyección de seguridad de alta presión o High Pressure Injection System (HPIS). Para prevenir la fusión del núcle

Externí odkaz: https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=dedup_wf_001::dcf3289476750bc7ad61d865764a67d8
http://hdl.handle.net/10251/71183

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Estudio de la influencia de las pérdidas de carga en el funcionamiento de un reactor rápido de sodio

Autor: León Hernández, Daniel

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[ES] En el presente proyecto se ha abordado uno de los aspectos más novedosos y con mayores previsiones de futuro en el campo de la energía nuclear, los reactores de Generación IV. En concreto, se ha realizado un estudio de sensibilidad aplicado a

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https://hdl.handle.net/10251/54777

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Efecto de los sistemas de seguridad en el tiempo disponible de respuesta en un transitorio de pérdida de refrigerante

Autor: Mateo Marín, Víctor

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[ES] El trabajo consiste en la simulación y análisis de un transitorio de pérdida de refrigerante un reactor de agua a presión. Para ello se va utilizar el código termohidráulico TRACE5. El plan de trabajo es el siguiente: 1.Puesta a punto del

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https://hdl.handle.net/10251/54775

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

Autor: García Prieto, Gaspar Antonio

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Consulta en la Biblioteca ETSI Industriales (Riunet)
[ES] El transitorio de rotura de tubos de un generador de vapor (SGTR, Steam Generator Tube Rupture) en reactores de agua a presión (PWR, Pressurized Water Reactors) es conocido por ser uno d

Externí odkaz: https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=dedup_wf_001::a38956bbb24278ac0f234603826a161c
https://hdl.handle.net/10251/48722

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Análisis de sensibilidad de la temperatura máxima de vaina durante un accidente de pérdida de refrigerante en una instalación nuclear

Autor: Jiménez Alfonso, Mario

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[ES] El presente Trabajo Fin de Grado (TFG) consiste en la simulación de un accidente de pérdida de refrigerante en una instalación experimental que simula una central nuclear de agua presión (PWR). Para ello se ha utilizado el código termohidr�

Externí odkaz: https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=dedup_wf_001::cff2ec83a86b8eca99c05e0bcb6cf58e
http://hdl.handle.net/10251/54901

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Conversión del input de Peach Bottom de TRAC-BF1 a TRACE

Autor: Jambrina Gómez, Ana, Mesado Melia, Carles, Barrachina Celda, Teresa María, Miró Herrero, Rafael, Verdú Martín, Gumersindo Jesús

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El modelo de Peach Bottom (PB) es uno de los más usados para validar códigos o nuevos modelos. Esto es debido a la cantidad de datos disponibles en el benchmark NEA/OECD BWR Peach Bottom Turbine Trip (PBTT). Por lo tanto, parece obvio disponer de u

Externí odkaz: https://explore.openaire.eu/search/publication?articleId=dedup_wf_001::b2f1d95b88e56ddc6dcca9327e32b02c
http://hdl.handle.net/10251/45622

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