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Archivo Digital UPM (116.605 recursos)

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Materia = Energía Nuclear

Mostrando recursos 1 - 20 de 92

  1. Simulación de un blanco experimental para el estudio de ICF en el láser OMEGA

    Ramón González, Alfredo
    Cada día la población mundial crece, incrementando la demanda de energía a su vez debido a la ausencia de políticas de consumo sostenible. Esta demanda de energía es abastecida en gran medida por combustibles fósiles, que contribuyen a acrecentar el efecto del calentamiento global y en ocasiones generan una gran contaminación local, como es el caso de las centrales térmicas de carbón, que generan numerosos problemas sanitarios en las poblaciones. La energía de fisión de las centrales nucleares convencionales, pese a la seguridad de abastecimiento energético que confiere y de la cual carecen las energías renovables de momento, posee una fuerte oposición social...

  2. Response of 10B+ZnS(Ag) as neutron detector in Radiation Portal Monitors

    Guzmán García, Karen Arlet; Vega Carrillo, Héctor René; Gallego Díaz, Eduardo F.; Lorente Fillol, Alfredo; González González, Juan Antonio
    Radiation Portal Monitors installed in border areas to fight illicit traffic, have the capability of detecting both gamma rays and neutrons. Neutron detection is important for homeland security to detect Special Nuclear Materials. Usually, pressurized tubes of 3He-based neutron detectors have been deployed, but this is being affected by the scarcity in 3He supplies; so alternatives to 3He for thermal neutron detection are under investigation. The aim of this work is to study the suitability of 10B+ZnS(Ag) neutron detectors, as an innovative replacement to 3He detectors. Using the MCNPX code, the response of these detectors was calculated for different geometries,...

  3. Análisis de sensibilidad de las variables más significativas del flujo del refrigerante en un elemento PWR a la discretización de la resolución numérica y su efecto sobre parámetros de seguridad

    García Hoyos, Luis Filiberto
    El presente trabajo de fin de grado constituye un análisis de sensibilidad acerca de las variables más significativas del refrigerante de un elemento combustible PWR y su efecto sobre parámetros de seguridad como el flujo crítico. Este estudio se ha realizado mediante un código termo-hidráulico llamado COBRA-TF, analizando diferentes estados físicos del elemento combustible. En estos casos lo que se ha variado ha sido el caudal de refrigerante impuesto, el perfil de potencia definido en el input del código y el número de nodos axiales por elemento combustible con el fin de afinar la sensibilidad de los resultados. Con estos...

  4. Predicción de consumo energético en edificios de oficinas mediante modelos de tipo caja negra

    Kazacos Winter Pais de Brito, Duarte Alexis
    Se ha realizado un análisis de 5 enfoques distintos a la modelización de tipo Caja Negra con el propósito de predecir el consumo de energía tanto térmica como eléctrica en edificios de oficinas. La reducción del impacto medioambiental y el aumento de la eficiencia energética son aspectos primordiales en las directrices de desarrollo de políticas europeas. El sector de la edificación ha sido identificado como uno de los sectores clave para alcanzar los objetivos 20/20/20 de la UE. Los edificios son responsables del 40 % del consumo energético y del 36 % de las emisiones de CO2 en Europa. Se...

  5. Análisis de sensibilidad de la temperatura de combustible nuclear a los parámetros físicos y del modelo en un elemento PWR

    Tirado Vega, Pedro
    El sector nuclear, su conocimiento y las tecnologías que le pertenecen están en continuo desarrollo, cada vez son más los intentos de realizar análisis y estudios más realistas. Esta necesidad hace de la ciencia nuclear un sector complejo, ya que pertenece, en parte, a la neutrónica y a la física nuclear. La unión de ambas con la mecánica y la termohidráulica engloban el conjunto de ciencias dentro de un reactor nuclear. Debido a la importancia que tiene la seguridad en una central nuclear, es fundamental controlar los distintos parámetros que intervienen en ella. La temperatura que alcanza el combustible nuclear...

  6. Sistema auxiliar de movimiento de varillas para inspección de combustible nuclear

    Rodríguez Roncero, Jorge
    En el presente proyecto, se quiere desarrollar un sistema cuyo fin es el de desplazar una varilla con combustible nuclear para su inspección, utilizando para su desplazamiento motores paso a paso y sensores inductivos. El proyecto se divide en dos partes. Una primera parte de diseño estructural, en la que se buscarán los materiales más adecuados para el montaje de la estructura por la que se desplazará la varilla. Una segunda parte de programación, en la que se realizará el código para conseguir el movimiento de los motores que desplazarán la varilla para su inspección. En la parte de diseño...

  7. Melt infiltrated tungsten–copper composites as advanced heat sink materials for plasma facing components of future nuclear fusion devices

    Müller, A. V.; Ewert, D.; Galatanu, A.; Milwich, M; Neu, R.; Pastor Caño, Jose Ignacio; Siefken, U.; Tejado Garrido, Elena Maria; You, J.H.
    The exhaust of power and particles is regarded as a major challenge in view of the design of a magnetic confinement nuclear fusion demonstration power plant (DEMO). In such a reactor, highly loaded plasma facing components (PFCs), like the divertor targets, have to withstand both severe heat flux loads and considerable neutron irradiation. Existing divertor target designs make use of monolithic tungsten (W) and copper (Cu) material grades that are combined in a PFC. Such an approach, however, bears engineering difficulties as W and Cu are materials with inherently different thermomechanical properties and their optimum operating temperature windows do not...

  8. Análisis mediante técnicas de Monte Carlo del comportamiento del reactor subcrítico DELPHI

    Cruz Galbán, Pablo
    El objetivo de este proyecto es el estudio del comportamiento del reactor subcrítico Delphi, utilizando métodos de Monte Carlo para realizar simulaciones del reactor y obtener mediciones de flujo neutrónico, distribución energética y temporal. La importancia del estudio de los reactores subcríticos se debe a la contribución en el desarrollo del ADS (Accelerator Driven System), un tipo de reactor subcrítico, que utiliza la reacción de espalación como fuente externa de neutrones, y que permite reducir la cantidad y vida media de ciertos residuos radiactivos, los actínidos minoritarios. A su vez, también permite la utilización de torio como combustible, más abundante...

  9. Analysis and improvement of hydrogen mitigation strategies during a severe accident in nuclear containments

    Fernández Cosials, Kevin
    La simulación computacional de la fenomenología de una contención nuclear durante un accidente ha sido históricamente un desafío. El tamaño de la contención, las características de la liberación de masa y energía así como la presencia de varias fases y especies han atrapado a esta disciplina con la aproximación de parámetros agrupados. En esta aproximación, toda la contención se simula en un único nodo de computación para simplificar los cálculos. Las simulaciones con esta aproximación proporcionan valores medios de variables termodinámicas de la contención (presión, temperatura, entalpía, etc.) Dicho esto, en los últimos años, la capacidad de los ordenadores ha...

  10. Analysis and improvement of hydrogen mitigation strategies during a severe accident in nuclear containments

    Fernández Cosials, Kevin
    La simulación computacional de la fenomenología de una contención nuclear durante un accidente ha sido históricamente un desafío. El tamaño de la contención, las características de la liberación de masa y energía así como la presencia de varias fases y especies han atrapado a esta disciplina con la aproximación de parámetros agrupados. En esta aproximación, toda la contención se simula en un único nodo de computación para simplificar los cálculos. Las simulaciones con esta aproximación proporcionan valores medios de variables termodinámicas de la contención (presión, temperatura, entalpía, etc.) Dicho esto, en los últimos años, la capacidad de los ordenadores ha...

  11. Detección y caracterización de explosivos y materiales ilícitos empleando neutrones termino. Simulación de un sistema integrado mediante técnicas de Monte Carlo

    Garcia Fernandez, Gonzalo Felipe
    El objetivo fundamental del presente trabajo es seleccionar los principales equipos y componentes que conformarían un sistema de análisis por neutrones térmicos (ANT), de manera que sea un dispositivo portátil e integrable en sistemas o vehículos accionados a distancia, versátil, en el sentido de poder ser empleado en diferentes campos de aplicación, sin emplear isótopos y ningún componente radiactivo, de forma que cuando el sistema está en off no requiera ninguna precaución relacionada con la seguridad y protección radiológica. Para ello, y a modo de introducción, en el primer apartado se contextualiza y justifica el entorno actual de amenazas existentes, los...

  12. Detección y caracterización de explosivos y materiales ilícitos empleando neutrones térmicos. Simulación de un sistema integrado mediante técnicas de Monte Carlo

    Garcia Fernandez, Gonzalo Felipe
    El objetivo fundamental del presente trabajo es seleccionar los principales equipos y componentes que conformarían un sistema de análisis por neutrones térmicos (ANT), de manera que sea un dispositivo portátil e integrable en sistemas o vehículos accionados a distancia, versátil, en el sentido de poder ser empleado en diferentes campos de aplicación, sin emplear isótopos y ningún componente radiactivo, de forma que cuando el sistema está en off no requiera ninguna precaución relacionada con la seguridad y protección radiológica. Para ello, y a modo de introducción, en el primer apartado se contextualiza y justifica el entorno actual de amenazas existentes, los...

  13. La percepción pública de la energía nuclear en Europa del Este: pasado y presente

    Álvarez Lozano, Alberto; Jiménez Varas, Gonzalo
    En los países del antiguo bloque soviético la energía nuclear se asocia a la idea de progreso y bienestar, y el prestigio de la industria nuclear es muy alto. Este artículo enmarca el uso de la tecnología nuclear para la generación de energía en la perspectiva histórica particular de aquellos países y, analizando los resultados de varias entrevistas y encuestas, da cuenta del nivel de aceptación que tiene en la actualidad entre la población.

  14. La percepción pública de la energía nuclear en Europa del Este: pasado y presente

    Álvarez Lozano, Alberto; Jiménez Varas, Gonzalo
    En los países del antiguo bloque soviético la energía nuclear se asocia a la idea de progreso y bienestar, y el prestigio de la industria nuclear es muy alto. Este artículo enmarca el uso de la tecnología nuclear para la generación de energía en la perspectiva histórica particular de aquellos países y, analizando los resultados de varias entrevistas y encuestas, da cuenta del nivel de aceptación que tiene en la actualidad entre la población.

  15. Double-Ended LBLOCA Containment Analysis in Trillo NPP with GOTHIC 8.1

    Fernández Cosials, Kevin; Jiménez Varas, Gonzalo; Estévez Albuja, Samanta Estefanía; Bocanegra Melián, Rafael; Barreira Pereira, Pilar; Rey Peinado, Luis; Posada Barral, Jose María; Martínez-Murillo Méndez, Juan Carlos
    The radioactive material confinement in a nuclear power plant (NPP), , is a fundamental safety function to be ensured during a design basis accident (DBA). For plant licensing analysis, the containment is usually modeled with a lumped parameter approach. The assumption that within each region the fluid is well mixed is inherent to this approach. However, the containment is a large building with a complex configuration. It is distributed in several compartments that avoid the well mixing of the fluid and that provoke three-dimensional effects that affect the thermal–hydraulic behavior. Reactors like Trillo NPP are highly compartmentalized in order to reduce...

  16. Double-Ended LBLOCA Containment Analysis in Trillo NPP with GOTHIC 8.1

    Fernández Cosials, Kevin; Jiménez Varas, Gonzalo; Estévez Albuja, Samanta Estefanía; Bocanegra Melián, Rafael; Barreira Pereira, Pilar; Rey Peinado, Luis; Posada Barral, Jose María; Martínez-Murillo Méndez, Juan Carlos
    The radioactive material confinement in a nuclear power plant (NPP), , is a fundamental safety function to be ensured during a design basis accident (DBA). For plant licensing analysis, the containment is usually modeled with a lumped parameter approach. The assumption that within each region the fluid is well mixed is inherent to this approach. However, the containment is a large building with a complex configuration. It is distributed in several compartments that avoid the well mixing of the fluid and that provoke three-dimensional effects that affect the thermal–hydraulic behavior. Reactors like Trillo NPP are highly compartmentalized in order to reduce...

  17. Three-dimensional Containment Accident Analysis using different approaches in Almaraz NPP

    Bocanegra Melián, Rafael; Jiménez Varas, Gonzalo; Goñi, Zuriñe; Fernández Cosials, Kevin; Barreira Pereira, Pilar; Rey Peinado, Luis; Posada Barral, Jose María; Martínez-Murillo Méndez, Juan Carlos
    Containment Design Basis Accident analysis are usually performed using lumped-parameters models as this kind of models do not require high computational resources. Moreover, they offer overall good results of average pressure and temperature evolution. However, in order to perform a detailed local analysis, a thermal-hydraulic behavior study of every containment room may be necessary. To achieve this goal, a more detailed containment 3D model is imperative for capturing the local phenomena which occurs during a mass and energy release accident. During the last years in the collaborative project between the UPM and CNAT, several Almaraz NPP containment 3D models have been developed....

  18. Three-dimensional Containment Accident Analysis using different approaches in Almaraz NPP

    Bocanegra Melián, Rafael; Jiménez Varas, Gonzalo; Goñi, Zuriñe; Fernández Cosials, Kevin; Barreira Pereira, Pilar; Rey Peinado, Luis; Posada Barral, Jose María; Martínez-Murillo Méndez, Juan Carlos
    Containment Design Basis Accident analysis are usually performed using lumped-parameters models as this kind of models do not require high computational resources. Moreover, they offer overall good results of average pressure and temperature evolution. However, in order to perform a detailed local analysis, a thermal-hydraulic behavior study of every containment room may be necessary. To achieve this goal, a more detailed containment 3D model is imperative for capturing the local phenomena which occurs during a mass and energy release accident. During the last years in the collaborative project between the UPM and CNAT, several Almaraz NPP containment 3D models have been developed....

  19. Estudio de la termo-hidráulica del tanque de agua de recarga (IRWST) en el reactor AP1000® durante un accidente tipo SBLOCA con el código GOTHIC 8.1.

    Estévez, Samanta; Jiménez Varas, Gonzalo; Queral, César; Montero-Mayorga, Javier
    El reactor AP1000 se caracteriza por el uso de sistemas pasivos para refrigerar el reactor en caso de accidente. Uno de los sistemas más importantes, es el sistema pasivo de refrigeración del núcleo en emergencia (PXS), el cual, incluye uno de los principales componentes cruciales para gestionar los procesos que tienen lugar en el reactor el tanque de agua de recarga interno (IRWST). Este componente sirve como sumidero de masa y energía del sistema de despresurización automática (ADS) y también como sumidero del intercambiador de calor del Sistema Pasivo de Refrigeración del Calor Residual (PRHR) además de servir como sistema...

  20. Estudio de la termo-hidráulica del tanque de agua de recarga (IRWST) en el reactor AP1000® durante un accidente tipo SBLOCA con el código GOTHIC 8.1.

    Estévez, Samanta; Jiménez Varas, Gonzalo; Queral, César; Montero-Mayorga, Javier
    El reactor AP1000 se caracteriza por el uso de sistemas pasivos para refrigerar el reactor en caso de accidente. Uno de los sistemas más importantes, es el sistema pasivo de refrigeración del núcleo en emergencia (PXS), el cual, incluye uno de los principales componentes cruciales para gestionar los procesos que tienen lugar en el reactor el tanque de agua de recarga interno (IRWST). Este componente sirve como sumidero de masa y energía del sistema de despresurización automática (ADS) y también como sumidero del intercambiador de calor del Sistema Pasivo de Refrigeración del Calor Residual (PRHR) además de servir como sistema...

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