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Archivo Digital UPM (114.354 recursos)

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Materia = Energía Nuclear

Mostrando recursos 1 - 20 de 83

  1. 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...

  2. 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...

  3. 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...

  4. 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...

  5. 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...

  6. 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...

  7. 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.

  8. 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.

  9. 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...

  10. 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...

  11. 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....

  12. 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....

  13. 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...

  14. 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...

  15. Hydrogen distribution and Passive Autocatalytic Recombiner (PAR) mitigation in a PWR-KWU containment type

    López-Alonso Conty, Emma Sara; Papini, Davide; Jiménez Varas, Gonzalo
    The evaluation of Passive Autocatalytic Recombiners (PARs) performance has been foreseen from the EU stress tests in the framework of a complementary and comprehensive review of the safety of the Nuclear Power Plants (NPPs). The study presented in this work analyses the size, location and number of the PARs to minimise the risk arising from a hydrogen release and its distribution in the containment building during a hypothetical severe accident. A detailed 3D model of a PWR-KWU containment type was used for the simulations. The numerical tool is the GOTHIC 8.1 containment code, which can model certain aspects of the...

  16. Capabilities of Nanostructured Tungsten for Plasma Facing Material

    Gonzalez Arrabal, Raquel; Gordillo Garcia, Nuria; Rivera Manso, Antonio Manuel; Panizo Laíz, Miguel; Valles Ruiz, Miguel; Gonzalez Bris, Carlos; Tejado Garrido, Elena Maria; Pastor Caño, Jose Ignacio; Perlado Martín, José Manuel; Balabanian, C.; Guerrero Contreras, Carlos Luis; Bringa, E.M.; Iglesias, R.; Inestrosa-Izurieta, M.J.; Munnik, F.; Martin-Bragado, I.; Molina, J.; Moreno, J.
    One of the bottle necks for fusion to become a reality is the lack of materials able to withstand the harsh conditions taken place in a reactor environment. In particular, plasma facing materials (PFM) have to resist large radiation fluxes and thermal loads. Nowadays, tungsten is one of the most attractive materials proposed for PFM. However, it is known that the irradiation of tungsten with H leads to surface blistering and subsequent cracking and exfoliation which is unacceptable. In particular, these effects have been observed to be more severe when W is subjected to pulse irradiation.

  17. Capabilities of Nanostructured Tungsten for Plasma Facing Material

    Gonzalez Arrabal, Raquel; Gordillo Garcia, Nuria; Rivera Manso, Antonio Manuel; Panizo Laíz, Miguel; Valles Ruiz, Miguel; Gonzalez Bris, Carlos; Tejado Garrido, Elena Maria; Pastor Caño, Jose Ignacio; Perlado Martín, José Manuel; Balabanian, C.; Guerrero Contreras, Carlos Luis; Bringa, E.M.; Iglesias, R.; Inestrosa-Izurieta, M.J.; Munnik, F.; Martin-Bragado, I.; Molina, J.; Moreno, J.
    One of the bottle necks for fusion to become a reality is the lack of materials able to withstand the harsh conditions taken place in a reactor environment. In particular, plasma facing materials (PFM) have to resist large radiation fluxes and thermal loads. Nowadays, tungsten is one of the most attractive materials proposed for PFM. However, it is known that the irradiation of tungsten with H leads to surface blistering and subsequent cracking and exfoliation which is unacceptable. In particular, these effects have been observed to be more severe when W is subjected to pulse irradiation.

  18. The effect of Cr concentration on single interstitials stability in FeCr alloys

    Rio Redondo, Emma del; Perlado Martín, José Manuel; Caturla, María J.; Klaver, Peter; Caro, Alfredo; Serrano, M.
    Finding adequate materials to withstand the demanding conditions in future fusion and fission reactors is a real challenge in the development of these technologies. Structural materials are going to be subjected to high irradiation doses and operating temperatures which will affect and modify material properties at a microstructural level. Understanding the changes in the microstructure induced by irradiation is needed in order to predict the response of these materials, ensuring safe and reliable future power plants. High-Cr ferritic/martensitic steels are preferred candidate structural materials due to their high resistance to radiation effects and their good resistance against corrosion. On the...

  19. Optimum single-gap solar cells for missions to Mercury

    López Estrada, Esther; Martí Vega, Antonio; Llorens, J.M.; Buencuerpo, J.; Versloot, T.
    The power supply for space probes is usually based on photovoltaic (PV) systems. The first solar cells used in these systems were single-gap solar cells fabricated with Si and GaAs. Later on, multijunction solar cells (MJSC) based on III–V semiconductors were developed because of their higher efficiency and tolerance to a radiation environment [1]. All these solar cells have been based on semiconductors that fulfill the needs of most near-Earth missions. However, those same semiconductors fail to meet the needs of some other missions involving harsh environments such as high-intensity high-temperature (HIHT) environments [2]. In this work, we investigate which semiconductor...

  20. Stopping of α particles from the core in corona plasmas

    Mima, Kunioki; Tajima, Toshiki; Alvarez Ruiz, Jesus; Tanaka, K.A.; Perlado Martín, José Manuel; Nagatomo, H.; Johzaki, T.; Sunahara, A.
    In the laser fusion reactor design, the protection of first wall and the final optics from high energy ions is the key issue. So, it is necessary to predict the precise energy spectra of ions.In the previous reactor designs, the ion energy spectra were provided by the classical ion transport codes. However, this poster shows that the α particle spectrum is significantly modified by the anomalous process in ablated plasmas.

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