Reventós i Puigjaner, Francesc
Reventós, F.
VIAF ID: 29218361 ( Personal )
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Works
Title | Sources |
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Anàlisi de transitoris bàsics de comportament en un reactor avançat d'aigua en ebullició de 600 MWe [ | |
Anàlisi del poder refrigerant del sistema de descàrrega de vapor al condensador en una planta nuclear d'aigua a pressió : preparació del model lògic i termohidràulic per al cas d'Ascó | |
Análisis de las nuevas opciones de transferencia de calor de RELAP 5 : aplicación al núcleo de la C.N. Ascó | |
Análisis termohidráulico del experimento LP-FW-1 de LOFT con RELAP5/MOD2 : estudio de sensibilidad en la válvula de alivio del presionador | |
Análisis termohidráulico del núcleo para transitorios de caudal primario en un reactor de agua a presión : aplicación a Puigjanerl caso de Ascó | |
Analysis of PANDA experiments P3 and P6 using RELAP5/MOD3.2 | |
Assessment of size aspects in modelling molten fuel coolant interaction | |
Automatització del procés de validació de la matriu de transitoris del model de la central nuclear d'Ascó amb els generadors de vapors originals amb RELAP5mod3.2 | |
El Camí de la conversa | |
Comparació termohidràulica dels generadors de vapor nous i vells de la C.N. d'Ascó | |
Contribution to the development of passive safety systems for advanced light water reactors | |
Core exit temperature response during an Small Break LOss of Coolant Acicident event in the Ascó Nuclear Power Plant | |
Diseño de pantallas gráficas para modelos de reactores avanzados de agua en ebullición | |
Disquisition an hydrodynamics hydromagnetics aspects of film boiling heat transfer | |
Estudi termohidràulic comparatiu del comportament de nuclis de combustible estandard i nuclis de combustible optimitzat en reactors d'aigua a pressió : aplicació al canvi de combustible d'Ascó | |
Implantación de un sistema informático para el tratamiento d e entradas del código de cálculo termohidráulico RELAP 5 | |
Integration of a quantitative-based selection procedure in an uncertainty analysis methodology for NPP safety analysis | |
Modelos avanzados de sistemas de control y protección de una Central Nuclear de agua a presión : contribución a la seguridad y a la disponibilidad | |
Optimització de la utilització de codis i analitzadors termohidràulics | |
Perfeccionamiento del sistema de agua de alimentación auxiliar de la planta nuclear de Ascó, bajo el código RELAP5 | |
Preparación de un modelo para el analizador de planta NPA. aplicación a la central nuclear Ascó | |
SB-LOCA with boron dilution in Pressurized Water Reactors : impact to the operation and safety | |
Simulació termohidràulica dels tancaments de les bombes de refrigeració del primari | |
Simulación de acciones manuales de operación en caso de emergencia en la central nuclear de Ascó | |
Simulación mediante Relap 5/Mod 2.5, de escenarios propuestos para la validación de los procedimientos de operación en emergencia de la C.N. Vandellòs II | |
Study of unusual occurrence of a partial core uncovery in an SBLOCA scenario, 2000: | |
Transición energética : ¿qué es urgente? ¿qué es importante? |