[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 ...
[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 ...
Jambrina Gómez, Ana(Universitat Politècnica de València, 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 ...
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 ...
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. ...
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. ...
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 ...
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 ...
[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 ...
Hernández Megías, Luis(Universitat Politècnica de València, 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 ...
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 ...
Barea González, Jorge(Universitat Politècnica de València, 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 ...
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 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 ...
Abarca Giménez, Agustín(Universitat Politècnica de València, 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 ...