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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 ...
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 la estabilidad de la Central Nuclear de Ringhals mediante el código acoplado Termohidráulico-Neutrónico 3D TRACE/PARCS

Gaurat, Christophe André Aurelien (2019-04-15)

[ES] Los reactores de agua a ebullición BWR están sujeto a oscilaciones de potencia en condiciones de operación determinadas, particularmente en situaciones de alta potencia y bajo caudal. Debido a la imposibilidad de ...
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 (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 ...
Análisis de un accidente tipo LOCA en un reactor nuclear de agua a presión PWR

Cuadros Orón, José Luis (2017-10-17)

Creation of a model of a Nuclear plant of pressure water with three loops. Simulation using the TRACE code of a break with loss of refrigerant of 7 different sizes and 3 different orientations in the own pipe. Evaluation ...
Análisis y modelización de las pérdidas de calor en la instalación PKL con el código termohidráulico TRACE5.

Soria Velasco, Alejandro (2018-10-23)

En las últimas décadas ha crecido el número de instalaciones a pequeña escala (test facilities) que permiten reproducir experimentos, situaciones accidentales en las centrales nucleares tomadas como modelo en su diseño. ...
Conversión del input de Peach Bottom de TRAC-BF1 a TRACE

Jambrina Gómez, Ana; Mesado Melia, Carles; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Grupo Senda, 2013)

El modelo de Peach Bottom (PB) es uno de los más usados para validar códigos o nuevos modelos. Esto es debido a la cantidad de datos disponibles en el benchmark NEA/OECD BWR Peach Bottom Turbine Trip (PBTT). Por lo tanto, ...
Desarrollo y verificación de una plataforma multifísica de altas prestaciones para análisis de seguridad en ingeniería nuclear.

Abarca Giménez, Agustín (2017-10-02)

In recent years, in parallel with advances in computer technology, a multitude of computer tools have been developed through which it is possible to obtain a detailed description of the phenomena occurring in the core of ...
Development, assessment and application of computational tools for design safety analysis of liquid metal cooled fast breeder reactors.

Lázaro Chueca, Aurelio (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 ...
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 (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 ...
Estudio de modelos de Flujo de Calor Crítico (CHF) entre códigos de sistema y de subcanal para elementos de combustible tipo BWR.

Diana Izquierdo, Pablo (2019-09-04)

[ES] Con el incremento de la población mundial, la demanda energética sufre un aumento constante el cual debe ser cubierto mediante las diferentes fuentes de energía. En este escenario, la energía nuclear toma importancia. ...
Uncertainty analysis of PKL SBLOCA G7.1 test simulation using TRACE with Wilks and GAM surrogate methods

Sánchez Sáez, Francisco; Carlos Alberola, Sofía; Villanueva López, José Felipe; Sánchez Galdón, Ana Isabel; Martorell Alsina, Sebastián Salvador (Elsevier, 2017)

[EN] The Nuclear Energy Agency auspices simulation of experiments in different facilities under several programs. One on them consisted of performing a counterpart test between ROSA/LSTF and PKL facilities, with the main ...
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 (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 ...
Use of TRACE best estimate code to analyze spent fuel storage pools safety

Carlos Alberola, Sofía; Sánchez Sáez, Francisco; Martorell Alsina, Sebastián Salvador (Elsevier, 2014-11)

Nuclear policies have experienced an important change since Fukushima Daiichi nuclear plant accident and the safety of spent fuels has been in the spot issue among all the safety concerns. At many countries, the spent fuel ...