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dc.contributor.author | Querol Vives, Andrea | es_ES |
dc.contributor.author | Gallardo Bermell, Sergio | es_ES |
dc.contributor.author | Verdú Martín, Gumersindo Jesús | es_ES |
dc.date.accessioned | 2016-02-22T10:19:28Z | |
dc.date.available | 2016-02-22T10:19:28Z | |
dc.date.issued | 2014-10 | |
dc.identifier.issn | 1137-2885 | |
dc.identifier.uri | http://hdl.handle.net/10251/61041 | |
dc.description.abstract | El código termohidráulico TRACE5 se ha utilizado para simular el experimento 3-1, que se ha realizado en la instalación a escala “Large Scale Test Facility (LSTF)”, en una planta real. Dicho experimento consiste en una rotura pequeña con pérdida de refrigerante, (“SBLOCA”), del 1% en la rama fría de la instalación LSTF. El principal problema es cómo escalar la instalación LSTF para reproducir la misma fenomenología en dos sistemas con diferente geometría. En accidentes SBLOCA, el criterio de escalado que se utilice debe conservar la potencia, el tiempo y el caudal de refrigerante durante todo el transitorio. En este trabajo se ha utilizado el criterio de escalado “power-to-volume”. Los resultados obtenidos demuestran la idoneidad del criterio de escalado escogido para mantener el tiempo, la potencia y el caudal de refrigerante entre las dos instalaciones. En general, se puede decir que los fenómenos más importantes que se reproducen en la instalación LSTF también se observan en el modelo escalado, aunque con algunas diferencias producidas principalmente durante la inyección de refrigerante del sistema de acumuladores. | es_ES |
dc.description.sponsorship | Los autores agradecen al Proyecto OECD/NEA ROSA su consentimiento a esta publicación, y al Consejo de Seguridad Nuclear (CSN) por el apoyo técnico y financiero en virtud del acuerdo STN/1388/05/748. Además, este trabajo también ha sido apoyado por la beca de Formación de Profesorado Universitario (FPU) del Ministerio de Educación y Ciencia, referencia AP2009-2600. | es_ES |
dc.language | Español | es_ES |
dc.publisher | Grupo Senda | es_ES |
dc.rights | Reserva de todos los derechos | es_ES |
dc.subject.classification | INGENIERIA NUCLEAR | es_ES |
dc.title | Simulación de una rotura pequeña en la rama fría. Aplicación a una central nuclear | es_ES |
dc.type | Comunicación en congreso | es_ES |
dc.relation.projectID | info:eu-repo/grantAgreement/CSN//STN%2F1388%2F05%2F748/ | es_ES |
dc.relation.projectID | info:eu-repo/grantAgreement/ME//AP2009-2600/ES/AP2009-2600/ | es_ES |
dc.rights.accessRights | Abierto | es_ES |
dc.contributor.affiliation | Universitat Politècnica de València. Departamento de Ingeniería Química y Nuclear - Departament d'Enginyeria Química i Nuclear | es_ES |
dc.description.bibliographicCitation | Querol Vives, A.; Gallardo Bermell, S.; Verdú Martín, GJ. (2014). Simulación de una rotura pequeña en la rama fría. Aplicación a una central nuclear. Grupo Senda. http://hdl.handle.net/10251/61041 | es_ES |
dc.description.accrualMethod | S | es_ES |
dc.relation.conferencename | 40ª Reunión Anual de la Sociedad Nuclear Española | es_ES |
dc.relation.conferencedate | October 1-3, 2014 | es_ES |
dc.relation.conferenceplace | Valencia, Spain | es_ES |
dc.relation.publisherversion | http://www.reunionanualsne.es/doc/40/ponencias/tecnicas/I+D+i/06/06-02.pdf | es_ES |
dc.type.version | info:eu-repo/semantics/publishedVersion | es_ES |
dc.relation.senia | 284086 | es_ES |
dc.contributor.funder | Consejo de Seguridad Nuclear | es_ES |
dc.contributor.funder | Ministerio de Educación | es_ES |