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Listar por autor "Barrachina Celda, Teresa María"

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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 ...
Acoplamiento de los códigos TRACBF1/PARCSv2.7 en Linux sin interfaz externa de comunicación

Barrachina Celda, Teresa María; García Fenoll, Marina; Abarca Giménez, Agustín; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Concejal, A.; Soler, A. (Grupo Senda, 2014)

[ES] El código TRAC-BF1 sigue siendo ampliamente utilizado por la industria nuclear para análisis de seguridad. Los modelos de planta desarrollados con este código termohidráulico están sumamente validados, por lo que ...
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 ...
Actualización del modelo de calor de decaimiento en los códigos TRAC-BF1 y PARCS para la simulación en modo stand-alone y acoplado de transitorios 3D

Jambrina Gómez, Ana; Barrachina Celda, Teresa María; Soler, A.; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Concejal, Alberto (Grupo Senda, 2013)

En el análisis de seguridad nuclear, es muy importante ser capaz de simular los diferentes transitorios que pueden ocurrir en una planta nuclear con una alta precisión. Las simulaciones transitorias implican ...
Analisis de un transitorio de inyección de Boro en un reactor PWR con el código acoplado RELAP5/PARCSv2.7

Garcia-Fenoll, Marina; Abarca Giménez, Agustín; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Grupo Senda, 2011-09)

En este trabajo se presenta la implementación de una nueva prestación en el código acoplado RELAP5/PARCS v2.7 que permite analizar transitorios en los que se produce una variación de a concentración de boro en el núcleo. ...
Analysis of the evolution of Xe-135 in a KWU-PWR reactor using coupled codes

Navarro, B.; Barrachina, T.; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Garcia-Fenoll, M.; Posada, J. M. (European Nuclear Society, 2021-10-28)

[EN] The fission product Xe-135 has a tremendous impact on the operation of the nuclear reactor and may interfere with the plant's operational capacity. Therefore, the incorporation of Flexible Operation (non baseload) in ...
Anàlisi d'un accident d'ejecció de barra de control en un reactor nuclear pwr amb el codi acoblat termohidràulic-neutrònic 3d RELAP5/PARCSv2.7

García Fenoll, Marina (Universitat Politècnica de València, 2013-11-20)

Proyecto Confidencial
Análisis de alta fidelidad de un elemento BWR con los códigos COBRA-TF/PARCS y TRACE

Abarca Giménez, Agustín; Miró Herrero, Rafael; Barrachina Celda, Teresa María; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Soler, A.; Concejal, A.; Melara, J.; Albendea, M. (Grupo Senda, 2013-09)

Se ha modelado un elemento de combustible BWR 10 x 10, que contiene 91 varillas de combustible (81 de de longitud total y 10 de longitud parcial) y una gran barra de agua de sección cuadrada en la parte central del mismo. ...
Análisis de criticidad de un reactor SMR de NuScale utilizando el código de Monte Carlo KENO VI: obtención de la concentración de boro para reactor crítico

Torres Castillo, Isaac (Universitat Politècnica de València, 2024-07-29)

[ES] Este proyecto consiste en un análisis neutrónico de un pequeño reactor modular (SMR) desarrollado por la empresa estadounidense NuScale Power, cuyo diseño se basa en un reactor de agua a presión (PWR) compuesto por ...
Análisis de criticidad en una piscina de almacenamiento de combustible nuclear

Camarelles Pérez, Pedro (Universitat Politècnica de València, 2024-10-29)

[ES] El presente trabajo consiste en el análisis de la criticidad en una piscina de almacenamiento de combustible nuclear. El análisis se realiza específicamente en la región de la piscina destinada a almacenar elementos ...
Análisis de elementos de combustible nuclear mediante transporte neutrónico determinista sin homogenización espacial

Larena Gil, Jaime (Universitat Politècnica de València, 2024-10-01)

[ES] Se realiza un análisis de diferentes tipos de elementos de combustible nuclear a nivel de máximo detalle geométrico y de materiales, a partir de los datos (geometría, datos nucleares) provenientes del Benchmark ...
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 estabilidad en el reactor BWR Ringhals 1 con los códigos acoplados RELAP5/PARCS V2.7

Abarca Giménez, Agustín; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Ginestar Peiro, Damián; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Grupo Senda, 2011-09)

En este trabajo, se ha realizado un análisis de estabilidad en los puntos de operación definidos en el bechmark de estabilidad de la central nuclear de Ringhals. Se quieren reproducir los resultados obtenidos en el ...
Análisis de fluctuaciones termo-hidráulicas en C.N. Trillo mediante el código acoplado 3D RELAP5/PARCSv2.7

García Fenoll, Marina; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Bermejo, J.A.; López, A.; Ortego, A. (Grupo Senda, 2014)

[EN] In this work, an analysis of the behavior of a PWR facing different perturbations on the thermalhydraulic parameters at the inlet is presented. This work is part of the joint efforts between CNAT and ISIRYM for the ...
Análisis de fluctuaciones termohidráulicas en C. N. Trillo con RELAP5/PARCSv2.7. Validación del código y comparación con resultados de SIMULATE-3K

Garcia-Fenoll, Marina; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Bermejo, J.A.; López, A.; Ortego, A. (Grupo Senda, 2013)

En este trabajo se presenta la modelización del núc eo del reactor de C. N. Trillo para el código acoplado RELAP5/PARCSv2.7, así como la obtención de las señales de los detectores INCORE y EXCORE. Para su va idación ...
Análisis de inestabilidades en BWR con el código acoplado 3D RELAP5/PARCSv2.7. Aplicación al evento sucedido en Oskarshamn-2 en 1999

García Fenoll, Marina; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Grupo Senda, 2014)

[EN] In this work, part of our works in the frame of the OECD/NEA Oskarshamn-2 (O2) BWR Stability Benchmark for Coupled Code Calculations and Uncertainty Analysis in Modelling are shown. The objective is to simulate the ...
Análisis de la Dinámica de Reactores de Agua Ligera (LWR) mediante un Modelo Reducido con Acoplamiento Termohidráulico-Neutrónico

Mondaray Muñoz, Diego (Universitat Politècnica de València, 2023-09-05)

[ES] En el presente trabajo se pretende acoplar un modelo de orden reducido (ROM) de la termohidráulica (TH) de reactores de agua a presión (LWR) con la neutrónica (NK) en el dominio del tiempo mediante el uso de Matlab. La ...
Análisis de la fenomenología del ruido neutrónico en un reactor nuclear. Estudio de los armónicos en señales de potencia mediante los códigos acoplados TRACE y PARCSv3.2

Redondo, Elena; Olmo-Juan, Nicolás; Barrachina, T.; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Garcia-Fenoll, Marina; Posada, Jose María (Sociedad Nuclear Española, 2019-09-28)

[ES] El objetivo del presente trabajo ha sido la mejora en 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, ...
Análisis de la influencia del agrupamiento termohidráulico y del acoplamiento neutrónico 3D en un reactor BWR para la validación del código TRAC-BF1/PARCSv2.7

Hernández Megías, Luis (Universitat Politècnica de València, 2017-03-14)

[ES] La validación de metodologías para la simulación de estacionarios y transitorios termohidráulicos acoplados con neutrónica 3D es un punto muy importante en la evolución de todo código nuclear. Cualquie ...
Análisis de sesnsibilidad en incertidumbres en la generación de los parámetros neutrónicos utilizados en la simulación de transitorios en reactores BWR y PWR con códigos acoplados

Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Macián Juan, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Grupo Senda, 2011-09)

Este artículo presenta un estudio sobre la influencia de la información relativa a incertidumbre neutrónica macroscópica que describe un modelo de núcleo tridimensional en los resultados más important es de la simulación ...