Nombre del curso:

ANÁLISIS TERMO-HIDRÁULICO DEL NÚCLEO DE UN REACTOR

Área:

Combustible Nuclear

Impartido por:

Enusa Industrias Avanzadas S.A

Duración:

18 horas

Objetivos:

PROPORCIONAR CONOCIMIENTOS PARA REALIZAR EL ANÁLISIS TERMO-HIDRÁULICO DEL NÚCLEO DE UN REACTOR, TANTO EN CONDICIONES NORMALES COMO EN TRANSITORIOS

Descripción:

INTRODUCCIÓN A LA TERMO-HIDRÁULICA DEL NÚCLEO EVALUACIÓN DEL LÍMITE DE EBULLICIÓN NUCLEADA (LEN) METODOLOGÍA DE LEN, CORRELACIONES, FACTORES DE PICO, LÍMITES DE SEGURIDAD, TRANSITORIOS DE DISEÑO MODELOS Y CÓDIGOS DE DISEÑO APLICABLES CÁLCULOS MÁS SIGNIFICATIVOS, RESULTADOS Y DOCUMENTACIÓN EVALUACIÓN DE LA HIDRÁULICA DEL NÚCLEO CAUDAL DE REFRIGERACIÓN, PÉRDIDAS DE CARGA, FUERZAS DE EMPUJE CÁLCULOS MÁS SIGNIFICATIVOS, RESULTADOS Y DOCUMENTACIÓN CRITERIOS APLICABLES A LOS COMPONENTES DEL NÚCLEO INTRODUCCIÓN, CRITERIOS CÁLCULOS MÁS SIGNIFICATIVOS, RESULTADOS Y DOCUMENTACIÓN IMPACTO POR CAMBIOS EN EL DISEÑO DEL COMBUSTIBLE INTRODUCCIÓN A LOS NÚCLEO MIXTOS, CRITERIOS CÁLCULOS MÁS SIGNIFICATIVOS (FLUJOS CRUZADOS, PENALIZACIÓN DEL LEN), RESULTADOS Y DOCUMENTACIÓN

Contacto: jap@enusa.es