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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 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 ...
Procedimiento de acoplamiento de los códigos TRAC-BF1 y PARCSV2.7

Jambrina Gómez, Ana; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Concejal, A.; Melara, J. (Grupo Senda, 2012)

El código termohidráulico TRAC-BF1 sigue siendo ampliamente utilizado en el análisis de transitorios base de diseño en centrales nucleares BWR. Con el objetivo de aumentar la capacidad de análisis con el código TRAC-BF1, ...
Simulación del transitorio por disparo de turbinaen C. N. PEACH-BOTTOM con los códigos acoplados TRAC-BF1 /PARCSV2.7

Jambrina Gómez, Ana; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Concejal, A.; Melara, J. (Grupo Senda, 2012)

El desarrollo y uso de códigos acoplados para el análisis de seguridad nuclear se ha extendido en los últimos años. En este contexto se enmarca el acoplamiento del código TRAC-BF1 con el código PARCSv2.7. La validación ...

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