Simulación de transitorios en un reactor integrado de potencia con el código de planta RELAP5 acoplado al código de núcleo pumita /

Simulación de transitorios en un reactor integrado de potencia con el código de planta RELAP5 acoplado al código de núcleo pumita /

Guardado en:

Detalles Bibliográficos
Autor principal:	Mendieta, Leonardo E.
Otros Autores:	Hosid, Ariel., Etchepareborda, Andrés., Universidad Nacional de Cuyo. Instituto Balseiro
Formato:	Libro
Lenguaje:	Español
Publicado:	2017.
Materias:	Reactor simulators > Theses. Reactor > Theses. Simuladores de reactores > Tesis. Reactor > Tesis. CAREM PUMITA RELAP5 Termohydraulic feedback Neutronic-termohydraulic coupling Realimentación termohidráulica Estados estacionarios Acople neutrónico-termohidráulico
Acceso en línea:	Índice

Ejemplares similares

Acople neutrónico termohidráulico PUMITA-RELAP /
por: Martín Pardo, Rubert G.
Publicado: (2018.)

Desarrollo de modelos alternativos para la simulación de transitorios en un reactor integrado de potencia /
por: Mendieta, Leonardo E.
Publicado: (2019.)

Acople neutrónico termohidráulico CITVAP-RELAP /
por: Martín Pardo, Rubert.
Publicado: (2017.)

Simulación de transitorios de inserción de reactividad en un reactor integrado con el código de planta RELAP /
por: Hegoburu, Pablo J.
Publicado: (2009.)

Modelado de las fuentes de radiación de un reactor de investigaciones usando el codigo RELAP5 /
por: AlDebasi, Feras.
Publicado: (2014.)

Estudio del acople entre modelos de planta y de cinética espacial en el análisis de transitorios de inserción de reactividad /
por: Maio, Alejandro S.
Publicado: (2009.)

Desarrollo e implementación de modelo acoplado de cinética espacial del núcleo del reactor CAREM con realimentación termohidráulica /
por: Dalinger, Maximiliano G.
Publicado: (2020.)

Simulación de transitorios en un reactor integrado con el código de planta RELAP /
por: García Espiño, Mora C.
Publicado: (2010.)

Estudio de ciclos de carga de un reactor modular /
por: Canal, José David.
Publicado: (2018.)

Análisis de sensibilidad de distintos parámetros y estudio de ciclos a diferentes potencias para el CAREM 25 /
por: Machaca Abregu, William I.
Publicado: (2013.)

Acoples de códigos neutrónicos con códigos termohidráulicos y estudio de transitorios de cinética puntual vs, cinética espacial /
por: Basualdo Perelló, Joaquín R.
Publicado: (2010.)

Análisis con RELAP de la limitación del flujo en contracorriente en el Upper Plenum Test Facility /
por: Garbero, Ricardo Javier.
Publicado: (2007.)

Simulación y análisis determinista de un reactor integrado de potencia con el código de planta RELAP : evaluaciones sobre el segundo sistema de extinción. /
por: Bovati Dávalos, Octavio F.
Publicado: (2017.)

Análisis de transitorios de pérdida de refrigerante en reactores integrados para soporte al diseño de un sistema de inyección /
por: Aramayo, Cristián F.
Publicado: (2018.)

Automatización de las tareas de mantenimiento de los tubos de los generadores de vapor del reactor CAREM /
por: Quispe Mamaní, Alejandro T.
Publicado: (2010.)

Termohidráulica avanzada de reactores nucleares
por: Acuña, Félix Matías, et al.
Publicado: (2019)

Análisis determinista de seguridad de reactores nucleares de investigación. /
por: Hilal, Roberto E.
Publicado: (2012.)

Sistema del control del circuito de alta presión para ensayo de mecanismos (CAPEM) del reactor CAREM /
por: Di Benedetto, Alejandro J.
Publicado: (2008.)

Planificación de los ensayos de los mecanismo hidráulicos de la Central Nuclear CAREM en el CAPEM /
por: Vidal, Damián H.
Publicado: (c2018.)

Análisis determinístico de la dinámica de un reactor modular. /
por: Delmastro, Marcos A.
Publicado: (2016.)

Diseño mecánico de una máquina de manipulación de los internos del reactor CAREM25 /
por: Michel, Gastón.
Publicado: (2020.)

Código de prácticas /
por: Goñi, Margarita Rosa.
Publicado: (1981.)

Bases de diseño para un reactor CAREM comercial en formato multicentral /
por: Canal, José D.
Publicado: (2020.)

Cálculos de parámetros neutrónicos del reactor RA-3 /
por: Dorado Bustamante, Kevin A.
Publicado: (c2017.)

Modelado y análisis de un sistema de seguridad pasivo de extracción de calor residual para un reactor integrado /
por: Domanski, Diana B.
Publicado: (2018.)

Desarrollo de sistema de optimización económica del ciclo de combustible para el reactor CAREM /
por: Cuezzo, Luciano M.
Publicado: (c2020.)

Evaluación de sistemas de seguridad alternativos para la refrigeración de reactores de investigación /
por: Freile, Ramiro.
Publicado: (2017.)

Verificación de estados de arranque del reactor CAREM. /
por: Checa, Andrés.
Publicado: (2012.)

Análisis probabilístico de seguridad para reactores de nueva generación : el proyecto CAREM-25 /
por: Barón, Jorge Horacio.
Publicado: (2003.)

Cálculo estructural en la zona de la acometida de los generadores de vapor del recipiente de presión del reactor CAREM-25 /
por: Rodríguez, Facundo L.
Publicado: (2010.)

Gestión de combustible del reactor CAREM-25 /
por: Paz Zalazar, René.
Publicado: (2009.)

Simulación y análisis de accidentes severos en un reactor integrado tipo CAREM como soporte a la implementación de estrategias de mitigación /
por: Farías, Nadya G.
Publicado: (c2018.)

Establecimiento de las bases de cálculo y cálculo preliminar de los componentes estáticos principales del lazo de prueba de los mecanismos de movimiento de barras para el reactor CAREM. /
por: Izquierdo, Mauro.
Publicado: (2003.)

Análisis "post-test" de experimentos de efectos separados con RELAP5 3.3 /
por: De Lorenzo, Hernán.
Publicado: (2006.)

Código de cálculo neutrónico CONDOR para la resolución de elementos combustibles nucleares /
por: Villarino, Eduardo A.
Publicado: (1992.)

Codigo sobre la seguridad de los reactores nucleares de investigacion : explotación /
Publicado: (1992.)

Ingeniería de reactores nucleares /
por: Glasstone, Samuel, 1897-
Publicado: (1968-1975.)

Análisis numérico de evento de perdida de energía sobre planta de HVAC /
por: Sánchez, Martín D.
Publicado: (c2018.)

Cobra-IV-HM : Una versión del Cobra para el análisis termohidráulico de reactores de agua pesada /
por: Susevich, Marcelo S.
Publicado: (1984.)

Reactor science.