[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. ...
[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 ...
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 ...
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 ...
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 ...