Stand-alone core sensitivity and uncertainty analysis for ALFRED from Monte Carlo simulations

Stand-alone core sensitivity and uncertainty analysis for ALFRED from Monte Carlo simulations

Dentro de las actividades desarrolladas en el GT-2, se escribió el artículo Stand-alone core sensitivity and uncertainty analysis for ALFRED from Monte Carlo simulations, el cual, ha sido aceptado para su publicación en la revista internacional Annals in Nuclear Energy. Abstract: The aim of this paper is the sensitivity and uncertainty analysis of a Lead-Cooled […]

Tesis realizada dentro del GT-2 Termohidráulica

Tesis realizada dentro del GT-2 Termohidráulica

ANÁLISIS TERMOFLUIDO Y NEUTRÓNICO DE UN REACTOR NUCLEAR RÁPIDO ENFRIADO CON PLOMO Autor: Alejandría Denisse Pérez Valseca Lugar de Realización: Universidad Autónoma Metropolitana – Iztapalapa Grado obtenido: Maestro en Ciencias (Energía y Medio Ambiente) Fecha de Examen: 28 de febrero de 2017 Resumen: El objetivo de este trabajo fue el desarrollo de un modelo matemático que […]

Participación en la Escuela de Verano “Frédéric Joliot & Otto Hahn 2016”

Participación en la Escuela de Verano “Frédéric Joliot & Otto Hahn 2016”

Miembros del equipo de AZTLAN participaron en la edición de éste año de Frédéric Joliot & Otto Hahn Summer School on nuclear reactors “Physics, fuels and systems”, desarrollado del 24 de agosto al 2 de septiembre en Aix-en –Provence, Francia. El tema de este año fue “Tomorrow’s Liquid Metal Fast Reactors: Towards Improved Safety and […]

Participación del Equipo de Termohidráulica en el Congreso de la Sociedad Nuclear Mexicana 2016

Participación del Equipo de Termohidráulica en el Congreso de la Sociedad Nuclear Mexicana 2016

Algunos miembros del equipo de Termohidráulica, dirigido por el Dr. Gilberto Espinosa Paredes, participó en el XXVII congreso anual de la Sociedad Nuclear Mexicana que se llevó acabo en Villahermosa, Tabasco, del 3 al 6 de Julio de 2016. Los trabajos presentados por los tres ponentes de dicho equipo fueron los siguientes, “Influence of radiation […]

AZTHECA

AZTHECA

El código AZTHECA está compuesto por un modelo numérico dinámico en el dominio del tiempo. El alcance del modelo permite predecir el comportamiento de un reactor tipo agua en ebullición (BWR) en condiciones de estado estacionario y transitorio. El código cuenta con un modelo de cinética puntual, generación de potencia, transferencia de calor, coeficientes convectivos […]

Transferencia de calor en Reactores enfriados con metales líquidos

Transferencia de calor en Reactores enfriados con metales líquidos

En el grupo de los reactores de Generación IV se encuentran los reactores rápidos enfriados con metales líquidos (LMFR), los cuales están refrigerados con sodio y plomo. Estos metales se han propuesto ya que tienen alta capacidad calorífica, la cual permite extraer gran cantidad de energía con una diferencia pequeña de temperatura. A demás de […]