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Análisis a nivel de varilla de combustible de un accidente de inserción de reactividad con el código acoplado paralelo pCTF/PARCSv2.7

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Análisis a nivel de varilla de combustible de un accidente de inserción de reactividad con el código acoplado paralelo pCTF/PARCSv2.7

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dc.contributor.author Ramos Peinado, Enrique es_ES
dc.contributor.author Abarca Giménez, Agustín es_ES
dc.contributor.author Román Moltó, José Enrique es_ES
dc.contributor.author Miró Herrero, Rafael es_ES
dc.date.accessioned 2016-10-14T07:50:42Z
dc.date.available 2016-10-14T07:50:42Z
dc.date.issued 2015-09-23
dc.identifier.isbn 978-84-608-2453-4
dc.identifier.issn 1137-2885
dc.identifier.uri http://hdl.handle.net/10251/71783
dc.description.abstract La descripción detallada del núcleo del reactor tiene cada vez más importancia para los análisis de seguridad de los Reactores de Agua Ligera (LWR). Gracias a los avances en la tecnología informática, los diferentes diseños de elementos combustibles pueden ser modelados de manera realista mediante códigos informáticos de simulación, como en el caso de los códigos neutrónicos y termohidráulicos en 3D. Este tipo de cálculos requiere de códigos termohidráulicos altamente eficientes, para poder obtener resultados en tiempos razonables utilizando modelos muy detallados. En este trabajo se presentan los esfuerzos realizados sobre el código termohidráulico 3D de subcanal COBRA-TF (CTF) para reducir su tiempo de respuesta cuando se simulan grandes reactores nucleares con alto nivel de detalle en los modelos. Para ello se ha desarrollado una versión paralela de dicho código, llamada pCTF, utilizando el estándar MPI (Message Passing Interface). El objeto del estudio es demostrar la capacidad del código paralelo acoplado desarrollado pCTF/PARCS de simular grandes núcleos de reactor a nivel de varilla de combustible y en un tiempo de simulación aceptable. Para demostrar la capacidad del código se ha seleccionado un transitorio tipo RIA (Reactivity Insertion Accident) que tiene lugar en un reactor tipo PWR de tres lazos. Como resultados se presentan los principales parámetros de seguridad calculados en el canal caliente por el código acoplado, obteniendo unos resultados best estimate para este tipo de transitorio. es_ES
dc.format.extent 10 es_ES
dc.language Español es_ES
dc.publisher Sociedad Nuclear Española es_ES
dc.rights Reserva de todos los derechos es_ES
dc.subject.classification CIENCIAS DE LA COMPUTACION E INTELIGENCIA ARTIFICIAL es_ES
dc.subject.classification LENGUAJES Y SISTEMAS INFORMATICOS es_ES
dc.subject.classification INGENIERIA NUCLEAR es_ES
dc.title Análisis a nivel de varilla de combustible de un accidente de inserción de reactividad con el código acoplado paralelo pCTF/PARCSv2.7 es_ES
dc.type Comunicación en congreso es_ES
dc.rights.accessRights Abierto es_ES
dc.contributor.affiliation Universitat Politècnica de València. Escuela Técnica Superior de Ingenieros Industriales - Escola Tècnica Superior d'Enginyers Industrials es_ES
dc.contributor.affiliation Universitat Politècnica de València. Escola Tècnica Superior d'Enginyeria Informàtica es_ES
dc.contributor.affiliation Universitat Politècnica de València. Instituto de Seguridad Industrial, Radiofísica y Medioambiental - Institut de Seguretat Industrial, Radiofísica i Mediambiental es_ES
dc.description.bibliographicCitation Ramos Peinado, E.; Abarca Giménez, A.; Román Moltó, JE.; Miró Herrero, R. (2015). Análisis a nivel de varilla de combustible de un accidente de inserción de reactividad con el código acoplado paralelo pCTF/PARCSv2.7. Sociedad Nuclear Española. http://hdl.handle.net/10251/71783 es_ES
dc.description.accrualMethod S es_ES
dc.relation.conferencename 41 Reunión Anual de la Sociedad Nuclear Española es_ES
dc.relation.conferencedate Septiembre 23-25, 2015 es_ES
dc.relation.conferenceplace A Coruña, España es_ES
dc.relation.publisherversion https://www.sne.es/ es_ES
dc.type.version info:eu-repo/semantics/publishedVersion es_ES
dc.relation.senia 307571 es_ES


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