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Browsing by Author "García Fenoll, Marina"

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Acoplamiento de los códigos TRACBF1/PARCSv2.7 en Linux sin interfaz externa de comunicación

Barrachina Celda, Teresa María; García Fenoll, Marina; Abarca Giménez, Agustín; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Concejal, A.; Soler, A. (Grupo Senda, 2014)

[ES] El código TRAC-BF1 sigue siendo ampliamente utilizado por la industria nuclear para análisis de seguridad. Los modelos de planta desarrollados con este código termohidráulico están sumamente validados, por lo que ...
Analisis de un transitorio de inyección de Boro en un reactor PWR con el código acoplado RELAP5/PARCSv2.7

Garcia-Fenoll, Marina; Abarca Giménez, Agustín; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Grupo Senda, 2011-09)

En este trabajo se presenta la implementación de una nueva prestación en el código acoplado RELAP5/PARCS v2.7 que permite analizar transitorios en los que se produce una variación de a concentración de boro en el núcleo. ...
Anàlisi d'un accident d'ejecció de barra de control en un reactor nuclear pwr amb el codi acoblat termohidràulic-neutrònic 3d RELAP5/PARCSv2.7

García Fenoll, Marina (2013-11-20)

Proyecto Confidencial
Análisis de fluctuaciones termo-hidráulicas en C.N. Trillo mediante el código acoplado 3D RELAP5/PARCSv2.7.

García Fenoll, Marina; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Bermejo, J.A.; López, A.; Ortego, A. (Grupo Senda, 2014)

[EN] In this work, an analysis of the behavior of a PWR facing different perturbations on the thermalhydraulic parameters at the inlet is presented. This work is part of the joint efforts between CNAT and ISIRYM for the ...
Análisis de fluctuaciones termohidráulicas en C. N. Trillo con RELAP5/PARCSv2.7. Validación del código y comparación con resultados de SIMULATE-3K.

Garcia-Fenoll, Marina; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Bermejo, J.A.; López, A.; Ortego, A. (Grupo Senda, 2013)

En este trabajo se presenta la modelización del núc eo del reactor de C. N. Trillo para el código acoplado RELAP5/PARCSv2.7, así como la obtención de las señales de los detectores INCORE y EXCORE. Para su va idación ...
Análisis de inestabilidades en BWR con el código acoplado 3D RELAP5/PARCSv2.7. Aplicación al evento sucedido en Oskarshamn-2 en 1999.

García Fenoll, Marina; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Grupo Senda, 2014)

[EN] In this work, part of our works in the frame of the OECD/NEA Oskarshamn-2 (O2) BWR Stability Benchmark for Coupled Code Calculations and Uncertainty Analysis in Modelling are shown. The objective is to simulate the ...
Análisis del evento de inestabilidad en el reactor BWR OSKARSHAMN-2

Garcia-Fenoll, Marina; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Grupo Senda, 2012)

En este trabajo se presenta el análisis del evento de inestabilidad sucedido el 25 de Febrero de 1999 en el reactor tipo BWR Oskarshamn-2. Los datos de este evento se recogen en `OECD/NEA O2 BWR Stability Coupled Code ...
Análisis del evento de inestabilidad en Oskarshamn-2 con el código acoplado 3D TRACEv5.0P3/PARCSv3.0

Garcia-Fenoll, Marina; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Grupo Senda, 2014-10)

[ES] En este trabajo se presenta el análisis del evento de inestabilidad sucedido en la central nuclear Oskarshamn-2 en 1999, como parte del benchmark de estabilidad la OECD/NEA basado en él. El objeto de este análisis ...
Desarrollo de una metodología de análisis de inestabilidades en reactores BWR

Garcia-Fenoll, Marina; Abarca Giménez, Agustín; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Grupo Senda, 2012)

En este trabajo se presenta una metodología de análisis de inestabilidades en reactores del tipo BWR. Esta metodología abarca técnicas de análisis modal del punto de operación, técnicas de análisis de señal y simulación ...
Modelo termohidráulico-neutrónico 3D para análisis de oscilaciones de potencia en un reactor PWR

García Fenoll, Marina (2012-05-03)

En los reactores tipo PWR se presentan fluctuaciones en el flujo neutrónico.En el presente trabajo se desarrolla un modelo termohidráulico-neutrónico para el análisis de oscilaciones de potencia en este tipo de reactores. ...
REA 3D-dynamic analysis in Almaraz NPP with RELAP5/PARCS v2.7 and SIMTAB cross-sections tables

Barrachina Celda, Teresa María; Garcia-Fenoll, Marina; Ánchel Añó, Francisco Constantino; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Pereira, C.; da Silva, C; Ortego, A.; Martínez-Murillo, J.C (Elsevier, 2011-11)

[EN] The Rod Ejection Accident (REA) belongs to the Reactivity-Initiated Accidents (RIA) category of accidents and it is part of the licensing basis accident analyses required for pressurized water reactors (PWR). The REA ...
Validation of 3D neutronic-thermalhydraulic coupled codes RELAP5/PARCSv2.7 and TRACEv5.0P3/PARCSv3.0 against a PWR control rod drop transient

Garcia-Fenoll, Marina; Mesado Melia, Carles; Barrachina, T.; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Bermejo, Juan Antonio; López, Arturo; Ortego, Alberto (Taylor & Francis, 2017)

[EN] In nuclear safety field, neutronic and thermalhydraulic codes performance is an important issue. New capabilities implementation, as well as models and tools improvements are a significant part of the community effort ...