Se ha desarrollado un modelo analítico en tres dimensiones que permite calcular el coeficiente de transporte entalpico a utilizar en el análisis termohidráulico de reactores nucleares de agua a presión por medio de programas de ordenador con homogeneización de canales de flujo. A partir de este modelo se desarrollaran dos correlaciones de dicho coeficiente utilizables bien en el análisis en cascada o en el análisis acoplado neutrónico-termohidráulico. Asimismo se ha estimado la aplicabilidad del modelo a estados transitorios.
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