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Browsing by Subject "PARCS"

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Acoplamiento del Código Neutrónico PARCS al Código Termohidráulico TRAC-BF1

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 ...
Análisis de la evolución de la potencia debida al movimiento de barras de control en un reactor nuclear para la verificación del código FEMFFUSION

Candela Botí, Pablo (Universitat Politècnica de València, 2021-10-18)

[ES] Para el análisis de la seguridad de un reactor nuclear, es necesario simular de manera muy precisa la evolución de la potencia del reactor a lo largo del tiempo. El valor de la potencia del reactor depende de múltiples ...
ANÁLISIS DE LA FENOMENOLOGÍA DEL RUIDO NEUTRÓNICO EN UN REACTOR NUCLEAR. SIMULACIÓN DE PERTURBACIONES CON CÓDIGO NEUTRÓNICO-TERMOHIDRÁULICO ACOPLADO. ESTUDIO DE LOS ARMÓNICOS EN SEÑALES DE POTENCIA

Redondo Valero, Elena (Universitat Politècnica de València, 2019-07-03)

[ES] El objetivo de este TFG es mejorar 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 origen, puede provocar ...
Application case for phase III of UAM-LWR benchmark: Uncertainty propagation of thermal-hydraulic macroscopic parameters

Mesado, C.; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Elsevier, 2020-08)

[EN] This work covers an important point of the benchmark released by the expert group on Uncertainty Analysis in Modeling of Light Water Reactors. This ambitious benchmark aims to determine the uncertainty in light water ...
Cálculo neutrónico 3D de núcleo completo de reactores nucleares comerciales. Metodología de generación de secciones eficaces con códigos de celda

Vivancos Grau, Arturo (Universitat Politècnica de València, 2019-10-17)

[ES] El objetivo de este trabajo es generar secciones eficaces y parámetros nucleares para poder realizar un cálculo neutrónico 3D de núcleo completo para reactores nucleares, con dos códigos de celda con el fin de obtener ...
CFD-Neutronic coupled calculation of a PWR fuel assembly considering pressure drop and turbulence produced by spacer grids

Peña-Monferrer, Carlos; Pellacani, F.; Chiva Vicent, Sergio; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Macián-Juan, R. (Sne, 2012)

[EN] A computational code system called Coupled Solver ANSYS CFX/PARCS (CSAP) based on coupling the 3D neutron diffusion code PARCS v2.7 and the ANSYS CFX 13.0 Computational Fluid Dynamics (CFD) code has been developed ...
Development, assessment and application of computational tools for design safety analysis of liquid metal cooled fast breeder reactors

Lázaro Chueca, Aurelio (Universitat Politècnica de València, 2014-09-03)

El Generation IV International Forum (GIF) [1] es un programa internacional dedicado a apoyar, coordinar y dirigir las iniciativas de investigación y desarrollo encaminados a implementar las soluciones tecnológicas que ...
Diseño y verificación del modelo Termohidráulico-Neutrónico 3D de la Central Nuclear de Trillo mediante el código acoplado TRACE/PARCS aplicado a un transitorio PUMA

Alarcón García, Jesús (Universitat Politècnica de València, 2021-03-05)

[ES] En este trabajo final de master se pretende desarrollar un modelo termohidráhulico-neutrónico de la central nuclear tipo KWU-SIEMENS. Este modelo incluirá los componentes más importantes de todo el circuito primario ...
Estudio de la inserción de reactividad introducida por la secuencia de movimientos de los bancos de barras de control. Aplicación a un transitorio de reducción de potencia

Martorell Mayor, José Basilio (Universitat Politècnica de València, 2019-10-29)

[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 ...
Implementación y Verificación de las secciones eficaces del Serpent en PARCS utilizando FMFD Solver

Llobell Buigues, Juan (Universitat Politècnica de València, 2020-04-06)

[ES] Obtención de las secciones eficaces de un reactor PWR 16X16 mediante el código Montecarlo Serpent para 27 combinaciones de temperatura de moderador, combustible y refrigerante, utilizando el cluster MMP2 del superordenador ...
Methodology for neutronic uncertainty propagation and application to a UAM-LWR benchmark

Mesado, C.; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Elsevier, 2020)

[EN] This work covers an important point of the benchmark released by the expert group on Uncertainty Analysis in Modeling of Light Water Reactors (UAM-LWR). This ambitious benchmark aims to determine the uncertainty in ...
Metodologías para la reproducción de transitorios de ruido neutrónico en reactores nucleares PWR

Olmo Juan, Nicolás (Universitat Politècnica de València, 2020-03-20)

[ES] En el seguimiento y control de los reactores nucleares PWR durante su normal operación, se realiza la monitorización del flujo neutrónico con la finalidad de determinar la potencia generada en el interior del mismo, ...
Uncertainty Quantification and Sensitivity Analysis for Cross Sections and Thermohydraulic Parameters in Lattice and Core Physics Codes. Methodology for Cross Section Library Generation and Application to PWR and BWR

Mesado Melia, Carles (Universitat Politècnica de València, 2017-09-01)

This PhD study, developed at Universitat Politècnica de València (UPV), aims to cover the first phase of the benchmark released by the expert group on Uncertainty Analysis in Modeling (UAM-LWR). The main contribution to ...
Validation of 3D neutronic-thermalhydraulic coupled codes RELAP5/PARCSv2.7 and TRACEv5.0P3/PARCSv3.0 against a PWR control rod drop transient

Garcia-Fenoll, Marina; Mesado Melia, Carles; Barrachina, T.; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Bermejo, Juan Antonio; López, Arturo; Ortego, Alberto (Taylor & Francis, 2017)

[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 ...