[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 ...
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. ...
Navarro, B.; Barrachina, T.; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Garcia-Fenoll, M.; Posada, J. M.(European Nuclear Society, 2021-10-28)
[EN] The fission product Xe-135 has a tremendous impact on the operation of the nuclear reactor and may interfere with the plant's operational capacity. Therefore, the incorporation of Flexible Operation (non baseload) in ...
[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 ...
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 ...
[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 ...
[ES] El objetivo del presente trabajo ha sido la mejora en la comprensión sobre la
fenomenología del ruido neutrónico presente en reactores de agua ligera. Que en el caso de los
diseños KWU, además de desconocerse su ...
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 ...
[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 ...
[ES] En esta ponencia se muestran los resultados más destacados obtenidos hasta el
momento al aplicar dicha metodología BEPU a una secuencia accidental LBLOCA en la planta
nuclear de Trillo mediante el código TRACE v5.0 ...
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 ...
Martorell, José B.; Olmo-Juan, Nicolás; Barrachina, Teresa M.; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Garcia-Fenoll, Marina; Posada, Jose María(Sociedad Nuclear Española, 2019-09-28)
[ES] En el conjunto de estudios del estado del núcleo del reactor que deben realizarse
para asegurar la seguridad e integridad del mismo a lo largo de un ciclo de operación, debe prestarse
especial atención a los fenómenos ...
García Fenoll, Marina(Universitat Politècnica de València, 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. ...
[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 ...
[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 ...