Cálculos Termohidráulicos SIMPUR
Diseño y simulación del Sistema de Refrigeración del Núcleo de Reactores Nucleares Cálculo Térmico e Hidráulico de un combustible tipo anular con circulación ascendente Modelado del combustible Distribución del fluido refrigerante Determinación de caídas de presión Determinación de temperaturas de pared y limites térmicos para el combustible Etc.
Modelado del Sistema Primario de Refrigeración de Reactores Nucleares para el análisis de transitorios utilizando el código de cálculo RELAP5 Análisis paramétrico de variables que afectan la operación del núcleo Análisis y modelado de transitorios accidentales. Determinacion de Temperaturas maximas y minimas admisibles, velocidades y caidas de presion, etc.
Determinación de espesor de Capa de Oxido en Combustibles de Placas Planas Estimación del flujo de calor a lo largo de las placas Verificación de coeficientes de transferencia de calor Análisis del fluido refrigerante Análisis del fluido térmico Calculo del espesor de capa de oxido final