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TECNOLOGIA NUCLEAR



4 tesis en 1 páginas: 1
  • CARACTERIZACION Y LIXIVIACION DE COMBUSTIBLES NUCLEARES IRRADIADOS Y DE SUS ANALOGOS QUIMICOS.
    Autor: SERRANO AGEJAS JOAQUIN ANGEL.
    Año: 2000.
    Universidad: COMPLUTENSE DE MADRID.
    Centro de lectura: QUIMICA .
    Centro de realización: C.C. QUIMICAS.
    Resumen: El objetivo general de la memoria es contribuir a la evaluación del comportamiento del combustible nuclear gastado en un almacén subterráneo definitivo desde el punto de vista de su estabilidad quimicofísica- En este trabajo se aborda la problemática que surge de la inforamción que se genera del estudio del comportamiento de los análogos químicos del combustible gastado en el sentido de si ésta es extrapolable y directamente aplicable o si su uso pudiese llevar a conclusiones erróneas. Con este objetivo se hanllevado a cabo estudios en paralelo de ca racterización y de lixiviaciónde combustibles nucleares gastados tipo UO2 y MOX y de sus análogos químicos UO2 natural y SIMFUEL (nombre comercial de combustible simulado, SIMulated FUEL), conelf in de estudiar su comportamiento así como comparar los resultados obtenidos de estos materiales en condiciones de experimentaciónlo más cercano posibles, teniendo en cuanta las limitaciones de manipulaciónd e los combustibles irradiados. La elección de combustible gastado tipo UO2 para su estudio frente a la lixiviación se justifica por el hecho de que es el comubistible comercial más usado internacionalmente y por tanto es el tipo de combustible que presumiblemente se acondicionará en mayor cantidad en almacenes suberráneos. En España todas las centrales nucleares que actualmente están en operaciónson del tipo reactor de agua ligera y utilizan combustible UO2. En esta memoria se presenta también una evaluación termodinámica basada en los resultados experimentales obtenidos en los ensayos de lixiviación con combustible gastado UO2 y MOX y en los valores de solubilidad teóricos calcualdos mediante códigos geoquímicos. Este estudio tiene como fin verificar a esclaa de laboratorio modelos de comprotamiento de radionucleidos en las condiciones químicas que previsiblemente se darán en un almacén nuclear geolópico profundo.
  • ANALISIS PROBABILISTICO DE RIESGOS EN INSTALACIONES DE COBALTOTERAPIA.
    Autor: MARTINEZ DE LAFUENTE VITORIA OSCAR DAVID.
    Año: 1986.
    Universidad: PAIS VASCO.
    Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES .
    Centro de realización: E.T.S. DE INGENIEROS INDUSTRIALES Y DE INGENIEROS DE TELECOMUNICACION. .
    Resumen: EN ESTE TRABAJO SE ABORDA LA REALIZACION DE UN ANALISIS PROBABILISTICO DE RIESGOS (PRA) A UNA INSTALACION DE TELEGAMMATERAPIA CON OBJETO DE: - DEMOSTRAR LA UTILIDAD DE LA APLICACION DE ESTA METODOLOGIA A INSTALACIONES DE CARACTER MEDICO PARA MEJORAR SU SEGURIDAD DE OPERACION. - DESARROLLAR UNA METODOLOGIA QUE LE SEA DIRECTAMENTE APLICABLE A ESTE TIPO DE INSTALACIONES. - VALORAR EL RIESGO QUE SU FUNCIONAMIENTO INDUCE.
  • DESARROLLO Y VALIDACION DE METODOS DE CALCULO DE NUCLEOS HETEROGENEOS DE REACTORES DE AGUA LIGERA .
    Autor: AHNERT IGLESIAS CAROLINA.
    Año: 1985.
    Universidad: COMPLUTENSE DE MADRID.
    Centro de lectura: FISICA.
    Centro de realización: JUNTA DE ENERGIA NUCLEAR.
    Resumen: SE HAN EFECTUADO UNA SERIE DE DESARROLLOS EN LOS METODOS DE CALCULO DE REACTORES NUCLEARES DE AGUA LIGERA TODOS ELLOS CON EL OBJETIVO DE TRATAR ADECUADAMENTE LAS HETEROGENEIDADES INTRINSECAS Y OPERACIONALES A NIVEL DE ELEMENTO COMBUSTIBLE Y DE NUCLEO COMPLETO. Y SE HA EFECTUADO EL DESARROLLO Y VALIDACION DE UN METODO AVANZADO DE MALLA ANCHA EN UN GRUPO ENERGETICO Y EN MULTIGRUPOS QUE PORPORCIONA LA MISMA PRECISION QUE LOS DE MALLA FINA CON UN ESFUERZO DE CALCULO MUY INFERIOR; Y QUE RESULTA SUPERIOR A LOS METODOS NODALES MODERNOS EN USO O DESARROLLO EN OTROS PAISES.
  • APORTACIONES AL CALCULO DE LA DOSIS EQUIVALENTE RECIBIDA POR INDIVIDUO Y POBLACION EN LA ZONA DE INFLUENCIA DE UNA CENTRAL NUCLEAR DURANTE SU OPERACION NORMAL .
    Autor: RODENAS DIAGO JOSE .
    Año: 1981.
    Universidad: POLITECNICA DE VALENCIA.
    Centro de lectura: INGENIEROS INDUSTRIALES.
    Centro de realización: ESCUELA TECNICA SUPERIOR DE INGENIEROS INDUSTRIALES.
    Resumen: EN LA TESIS SE PROPONE UN NUEVO MODELO PARA EL CALCULO DE LA DOSIS RECIBIDA INDIVIDUAL Y COLECTIVAMENTE POR LA POBLACION QUE HABITA EN LA ZONA DE INFLUENCIA DE UNA CENTRAL NUCLEAR DOSIS PRODUCIDA POR LAS DESCARGAS RUTINARIAS DE LA MISMA. EN DICHO MODELO SE DIVIDE LA ZONA EN TERMINOS MUNICIPALES EN LUGAR DE HACERLO EN TRAPECIOS CIRCULARES COMO EN LOS MODELOS TRADICIONALES. SE HAN DESARROLLADO 2 CODIGOS DE COMPUTADOR: EDO PARA TRAPECIOS Y MUNDOS PARA MUNICIPIOS ASI COMO UN PROGRAMA COMYT PARA REALIZAR LA COMPARACION DE LOS RESULTADOS OBTENIDOS POR EDO Y MUNDOS APLICADOS A UNA MISMA CENTRAL. COMO CONSECUENCIA DEL ANALISIS COMPARATIVO DE AMBOS METODOS SE RECOMIENDA LA UTILIZACION DEL MODELO DE MUNICIPIOS CON PREFERENCIA AL DE TRAPECIOS POR SER MAS ADECUADO A LA REALIDAD SOCIOECONOMICA DE PAISES MEDITERRANEOS COMO ESPAÑA Y ADEMAS POSIBILITA EL ESTUDIO RADIOLOGICO DE AMPLIAS AREAS GEOGRAFICAS QUE INCLUYAN LOS EFECTOS SIMULTANEOS DE LAS DESCARGAS DE VARIAS INSTALACIONES NUCLEARES.
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