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Listar por autor "Miró Herrero, Rafael"

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3D calculation of the lambda eigenvalues and eigenmodes of the two-group neutron diffusion equation by coarse-mesh nodal methods

Muñoz-Cobo, J.L.; Miró Herrero, Rafael; Wysocki, A.; SOLER DOMINGO, AMPARO (Elsevier, 2019-01)

[EN] This paper shows the development and roots of the lambda eigenvector and eigenmodes calculation by coarse-mesh finite difference nodal methods. In addition, this paper shows an inter-comparison of the eigenvalues and ...
6 and 15 MeV photon spectra reconstruction using an unfolding depth dose gradient methodology

Juste Vidal, Belen Jeanine; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Diez Domingo, Sergio; Campayo Esteban, Juan Manuel (Institute of Electrical and Electronics Engineers, 2011)

[EN] An accurate knowledge of the spectral distribution emission is essential for precise dose calculations in radiotherapy treatment planning. Reconstruction of photon spectra emitted by medical accelerators from measured ...
A Burnup Credit Methodology for PWR Spent Fuel Pool

Faria De Castro, Victor (Universitat Politècnica de València, 2012-11-26)

[ES] El concepto de dar crédito a la reducción de la reactividad por efecto del quemado del elemento combustible se denomina comúnmente Crédito al Quemado. En este trabajo se presenta una metodología en desarrollo para dar ...
A burnup credit methodology for PWR spent fuel storage pools: Application to a standard PWR nuclear power plant

Castro, V. F.; Miró Herrero, Rafael; Pereira, C.; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Elsevier, 2024-04-01)

[EN] This paper proposes a methodology for burnup credit of spent nuclear fuel (SNF) pool storage based on the axial burnup of the fuel assemblies. Following the NRC guidance and normative for NPP safety, axial burnup ...
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 ...
A Krylov-Schur solution of the eigenvalue problem for the neutron diffusion equation discretized with the Raviart-Thomas method

Bernal-Garcia, Alvaro; Hébert, Alain; Roman, Jose E.; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Taylor & Francis, 2017)

[EN] Mixed-dual formulations of the finite element method were successfully applied to the neutron diffusion equation, such as the Raviart¿Thomas method in Cartesian geometry and the Raviart¿Thomas¿Schneider in hexagonal ...
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 ...
A new methodology to determinate linac photon spectra using the EPID signal

Juste Vidal, Belen Jeanine; Miró Herrero, Rafael; Jambrina Gómez, Ana; Campayo Esteban, Juan Manuel; Diez Domingo, Sergio; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Elsevier, 2014-02)

A precise estimation of the photon spectra emitted by radiation therapy Linacs is especially important to accurately estimate the dose received by patients in order to improve treatment plannings. Moreover the knowledge ...
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 ...
Ampliación de la base de datos isotópica del programa UPVDose y aplicaciones

Martínez Ferri, Javier Enrique (Universitat Politècnica de València, 2015-10-21)

[ES] El conocimiento del comportamiento, transporte y dosis de los radioisótopos en el cuerpo humano es muy importante para los cálculos de dosimetría interna. Distintos programas se han desarrollado para este fin, cada ...
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 a rod withdrawal in a PWR core with the neutronic-thermalhydraulic coupled code RELAP/PARCS

Soler Martínez, María Desamparados (Universitat Politècnica de València, 2013-11-20)

Consulta en la Biblioteca ETSI Industriales (8084)
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 ...
Analysis of the oskarshamn-2 boiling water reactor instabilities with the couple code trace/parcs

Saurí Suárez, Héctor (Universitat Politècnica de València, 2013-09-04)

Proyecto confidencial (Riunet)
Analysis of Thermal-hydraulic Fluctuations in Trillo NPP with CTF/PARCS v. 2.7 Coupled Code

Abarca Giménez, Agustín; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Bermejo, J. A. (ASME International, 2016)

[EN] The low-frequency noises are fluctuations in the neutron flux density, in the low-frequency range up to 4 Hz, which generate noise in the neutron instrumentation and could affect the limitation and protection system ...
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 a nivel de varilla de combustible de un accidente de inserción de reactividad con el código acoplado paralelo pCTF/PARCSv2.7

Ramos Peinado, Enrique; Abarca Giménez, Agustín; Román Moltó, José Enrique; Miró Herrero, Rafael (Sociedad Nuclear Española, 2015-09-23)

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 ...