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Browsing by Author "Barrachina Celda, Teresa María"

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A comparative study of boron transport models in NRC thermal-hydraulic code TRACE

Olmo-Juan, Nicolás; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Pereira, C. (Sociedade Brasileira de Proteção Radiológica, 2019)

[EN] Recently, the interest in the study of various types of transients involving changes in the boron concentration inside the reactor, has led to an increase in the interest of developing and studying new models and tools ...
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 ...
Acoplamiento del Código Neutrónico PARCS al Código Termohidráulico TRAC-BF1

Jambrina Gómez, Ana (2013-03-06)

[ES] Se presenta el procedimiento de acoplamiento entre TRAC-BF1 y PARCS v2.7, así como la cualificación del código acoplado TRAC-BF1/PARCS v2.7 mediante el análisis del transitorio por dispario de turbina de Peach-Bottom ...
Actualización del modelo de calor de decaimiento en los códigos TRAC-BF1 y PARCS para la simulación en modo stand-alone y acoplado de transitorios 3D

Jambrina Gómez, Ana; Barrachina Celda, Teresa María; Soler, A.; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Concejal, Alberto (Grupo Senda, 2013)

En el análisis de seguridad nuclear, es muy importante ser capaz de simular los diferentes transitorios que pueden ocurrir en una planta nuclear con una alta precisión. Las simulaciones transitorias implican ...
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 alta fidelidad de un elemento BWR con los códigos COBRA-TF/PARCS y TRACE

Abarca Giménez, Agustín; Miró Herrero, Rafael; Barrachina Celda, Teresa María; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Soler, A.; Concejal, A.; Melara, J.; Albendea, M. (Grupo Senda, 2013-09)

Se ha modelado un elemento de combustible BWR 10 x 10, que contiene 91 varillas de combustible (81 de de longitud total y 10 de longitud parcial) y una gran barra de agua de sección cuadrada en la parte central del mismo. ...
Análisis de estabilidad de Peach Bottom NPP mediante TRACE/PARCS

Gómez Zarzuela, Consuelo; Abarca Giménez, Agustín; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Grupo Senda, 2014)

En las últimas décadas han tenido lugar diversos eventos de inestabilidad en distintas centrales tipo BWR debido a la complejidad de la reacción de dichas centrales. Algunos de estos eventos han sido provocados de forma ...
Análisis de estabilidad en el reactor BWR Ringhals 1 con los códigos acoplados RELAP5/PARCS V2.7

Abarca Giménez, Agustín; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Ginestar Peiro, Damián; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Grupo Senda, 2011-09)

En este trabajo, se ha realizado un análisis de estabilidad en los puntos de operación definidos en el bechmark de estabilidad de la central nuclear de Ringhals. Se quieren reproducir los resultados obtenidos en el ...
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 de la influencia del agrupamiento termohidráulico y del acoplamiento neutrónico 3D en un reactor BWR para la validación del código TRAC-BF1/PARCSv2.7

Hernández Megías, Luis (2017-03-14)

[ES] La validación de metodologías para la simulación de estacionarios y transitorios termohidráulicos acoplados con neutrónica 3D es un punto muy importante en la evolución de todo código nuclear. Cualquie ...
Análisis de sesnsibilidad en incertidumbres en la generación de los parámetros neutrónicos utilizados en la simulación de transitorios en reactores BWR y PWR con códigos acoplados

Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Macián Juan, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Grupo Senda, 2011-09)

Este artículo presenta un estudio sobre la influencia de la información relativa a incertidumbre neutrónica macroscópica que describe un modelo de núcleo tridimensional en los resultados más important es de la simulación ...
Análisis de un Transitorio Base de Diseño en un Reactor PWR con herramientas 3D: Malfunción de la Bomba de Refrigeración del Reactor (PUMA). Validación experimental.

Barea González, Jorge (2017-09-12)

The purpose of this TFG is to carry out a 3D analysis of a real basis design transient applied to a PWR nuclear power plant, specifically the SIEMENS AG KWU model. The transient will be analyzed in a thermal-hydraulic and ...
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 ...
Análisis del transitorio de disparo de turbina en C. N. Peach Botomcon los códigos acoplados TRAC-BF1/NEM

Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; González, P.; Concejal, A.; Melara, J. (Grupo Senda, 2011-09)

En este artículo se muestran los resultados de la simulación del transitorio de disparo de turbina en C. N. Peach Bottom utilizando los códigos acopl ados TRAC-BF1/NEM. Los resultados obtenidos utilizando cinética ...
Análisis y diseño de sistemas de mejora de la eficiencia energética para una clínica de rehabilitación en el Puerto de Sagunto según el C.T.E

Verdú Company, Gumersindo Javier (2013-06-07)

Consulta en la Biblioteca ETSI Industriales (8712)
APORTACIONES AL ANÁLISIS DE ESTABILIDAD EN REACTORES BWR CON CÓDIGOS ACOPLADOS TERMOHIDRÁULICOS/NEUTRÓNICOS 3D

Abarca Giménez, Agustín (2011-09-01)

En el presente trabajo se aborda el análisis de estabilidad de Reactores de Agua en Ebullición (BWRs) mediante códigos termohidráulico/neutrónicos RELAP5- MOD3.3/PARCSv2.7 acoplados. Estos códigos permiten la simulación ...