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Mostrando recursos 21 - 24 de 24

21. Desarrollo y validación de una nueva técnica de ensayo no destructivo basada en el potencial termoeléctrico para el conocimiento del envejecimiento de los aceros de vasija de reactores nucleares - Acosta Iborra, Beatriz
La vasija de presión del reactor (RPV) en los reactores de agua ligera (LWR) es un componente clave para la operación segura de una central nuclear.

22. A detailed chemistry model for transient hydrogen and carbon monoxide catalytic recombination on parallel flat Pt surfaces implemented in an integral code - Jiménez García, Miguel Ángel; Martín-Valdepeñas Yagüe, Juan Manuel; Martín-Fuertes Hernandez, Francisco; Fernández Benitez, José Antonio
A detailed chemistry model has been adapted and developed for surface chemistry, heat and mass transfer between H2/CO/air/steam/CO2 mixtures and vertical parallel Pt-coated surfaces.

23. Evaluación computacional del efecto de la pérdida de constricción en la tenacidad de fractura de la vasija de reactores nucleares - Serrano García, Marta
La aplicación de la "Master Curve" en la evaluación de la integridad estructural de la vasija a presión del reactor se encuentra incluida en el Código ASME a través de varios Code Cases.

24. Desarrollo de criterios nucleares de diseño de fuentes de neutrones de espalación - Sordo Balbín, Fernando
Due to this, in recent years, several proposals have been made where its use is suggested, among which should be highlighted the European Spallation Source (ESS), the Japanese Spallation Source (JSNS) or the Accelerator-Driven Subcritical Reactor (ADS).

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