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Admin. UPV

Listar por autor "Hidalga García-Bermejo, Patricio"

Mostrando ítems 1-8 de 8

A multi-scale and multi-physics simulation methodology with the state-of-the-art tools for safety analysis in light water reactors applied to a turbine trip scenario (PART I)

Hidalga-García-Bermejo, Patricio; Abarca Giménez, Agustín; Miró Herrero, Rafael; SEKHRI, ABDELKRIM; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Elsevier, 2019-08-15)

[EN] The simulation of transient events is a requirement in the evaluation of the safety of Nuclear Power Plants. The Nuclear Authority request the operators to report the prediction of the evolution of the corresponding ...
A multi-scale and multi-physics simulation methodology with the state-of-the-art tools for safety analysis in Light Water Reactors applied to a Turbine Trip scenario (Part II)

Hidalga-García-Bermejo, Patricio; Abarca Giménez, Agustín; Miró Herrero, Rafael; SEKHRI, ABDELKRIM; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Elsevier, 2019-08-15)

[EN] The development of the computer technology, as well as the research in the different science fields governing the core behavior of a Light Water Reactor, allows implementing all the known physics and consider detailed ...
Análisis de los elementos de combustible y núcleo del reactor con el código termohidráulico de subcanal CTF-UPVIS para el ciclo de combustible 07 de la Central Nuclear de Leibstadt (KKL)

Pradas Fernández, Álvaro (Universitat Politècnica de València, 2021-02-01)

[ES] En el presente Trabajo Final de Máster se ha llevado a cabo la modelización de los elementos combustibles y núcleo del reactor que intervienen en el ciclo de combustible 07 de la Central Nuclear de Leibstadt (KKL, ...
Development and validation of a multi-scale and multi-physics methodology for the safety analysis of fast transients in Light Water Reactors

Hidalga García-Bermejo, Patricio (Universitat Politècnica de València, 2021-01-25)

[ES] La tecnología nuclear para el uso civil genera más preocupación por la seguridad que muchas otras tecnologías que se usan a diario. La Autoridad Nuclear define las bases de cómo debe realizarse la operación segura de ...
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 (Universitat Politècnica de València, 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. ...
Implementation and verification of a point kinetics module in the subchannel code KTF

Hidalga García-Bermejo, Patricio (Universitat Politècnica de València, 2013-05-13)

Consulta en la Biblioteca ETSI Industriales(9120)
Validación del código subcanal CTF por medio de los resultados experimentales de Benchmarck PSBT de la OECD/NEA

Hidalga García-Bermejo, Patricio; Abarca Giménez, Agustín; Miró Herrero, Rafael; Barrachina Celda, Teresa María; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Grupo Senda, 2014-10)

El análisis de seguridad en reactores se ha incrementado rápidamente en las últimas décadas. Debido a esto se han visto desarrollados métodos avanzados para la predicción de la fenomenología que tiene lugar en el núcleo ...
Validación del modelo acoplado TRACE/PARCS de KKL por medio de los datos de planta del evento disparo de turbina de 2001

Hidalga García-Bermejo, Patricio; Sekhri, Abdelkrim; Baumann, Peter; Morera Cano, Daniel; Miró Herrero, Rafael; Barrachina Celda, Teresa María; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Grupo Senda, 2014-10)

A fin de mejorar el modelado de la Central Nuclear de Leibstadt (KKL), se ha empleado el acoplamiento del código neutrónico 3D PARCS y el termohidráulico TRACE. Este trabajo se enmarca en el desarrollo de una metodología ...