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Admin. UPV

Listar por autor "Mesado Melia, Carles"

Mostrando ítems 1-11 de 11

Application case for phase III of UAM-LWR benchmark: Uncertainty propagation of thermal-hydraulic macroscopic parameters

Mesado, C.; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Elsevier, 2020-08)

[EN] This work covers an important point of the benchmark released by the expert group on Uncertainty Analysis in Modeling of Light Water Reactors. This ambitious benchmark aims to determine the uncertainty in light water ...
Comparación de los resultados de quemado para reactores BWR con CASMO y SCALE 6.2 (TRITON/NEWT)

Mesado Melia, Carles; Miró Herrero, Rafael; Barrachina Celda, Teresa María; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Soler, A.; Concejal, A. (Grupo Senda, 2014-10)

En este trabajo se comparan los resultados a partir de dos códigos de quemado CASMO y SCALE 6.2 (TRITON). Para ello, se simulan todos los segmentos correspondientes a un reactor de agua en ebullición (BWR) usando ambos ...
Conversión del input de Peach Bottom de TRAC-BF1 a TRACE

Jambrina Gómez, Ana; Mesado Melia, Carles; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Grupo Senda, 2013)

El modelo de Peach Bottom (PB) es uno de los más usados para validar códigos o nuevos modelos. Esto es debido a la cantidad de datos disponibles en el benchmark NEA/OECD BWR Peach Bottom Turbine Trip (PBTT). Por lo tanto, ...
Cross-Section Generation Using TXT2NTAB Code for Uncertainty Propagation with Burnup Dependence

Labarile, A.; Mesado, C.; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Taylor & Francis, 2019-12-02)

[EN] One of the challenges of studying the neutronics of reactors is to generate reliable parameterized libraries that contain information to simulate the core in all possible operational and transient conditions. These ...
Ejecución del modelo Peach Bottom Turbine Trip en estado transitorio con TRACE V5.0P3/PARCS 3.0

Mesado Melia, Carles; Miró Herrero, Rafael; Barrachina Celda, Teresa María; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Grupo Senda, 2014-10)

Este trabajo es la continuación del trabajo presentado anteriormente en la 39º Reunión Anual de la Sociedad Nuclear Española. En dicho trabajo se presentó la traducción semi-automática del modelo termo-hidráulico Peach ...
Methodology for neutronic uncertainty propagation and application to a UAM-LWR benchmark

Mesado, C.; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Elsevier, 2020)

[EN] This work covers an important point of the benchmark released by the expert group on Uncertainty Analysis in Modeling of Light Water Reactors (UAM-LWR). This ambitious benchmark aims to determine the uncertainty in ...
Principales características y posibilidades del nuevo módulo de SCALE 6.2 para cálculo de sensibilidad e incertidumbre por muestreo: SAMPLER

Mesado Melia, Carles; Miró Herrero, Rafael; Barrachina Celda, Teresa María; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Grupo Senda, 2014)

Debido a la importancia del cálculo de sensibilidad e incertidumbre en los cálculo de ámbito ingenieril, y sobre todo en el mundo nuclear, se ha decidido presentar las principales características del nuevo módulo presente en ...
Propagación de incertidumbre y sensibilidad en librerías master de secciones eficaces con SCALE 6.2-SAMPLER y DAKOTA

Mesado Melia, Carles; Miró Herrero, Rafael; Barrachina Celda, Teresa María; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Sociedad Nuclear Española, 2015-09)

Desde hace algún tiempo se ha venido observando un aumento, sobretodo en el ámbito nuclear, de estudios relacionados con el cálculo de sensibilidad e incertidumbre. Esto es debido principalmente por la introducción, por ...
Uncertainty and sensitivity of neutron kinetic parameters in the dynamic response of a PWR rod ejection accident coupled simulation

Mesado Melia, Carles; Soler Martínez, María Desamparados; Barrachina Celda, Teresa María; Miró Herrero, Rafael; García-Díaz, J. Carlos; Macián-Juan, R; Verdú Martín, Gumersindo Jesús (Hindawi Publishing Corporation, 2012)

In nuclear safety analysis, it is very important to be able to simulate the different transients that can occur in a nuclear power plant with a very high accuracy. Although the best estimate codes can simulate the transients ...
Uncertainty Quantification and Sensitivity Analysis for Cross Sections and Thermohydraulic Parameters in Lattice and Core Physics Codes. Methodology for Cross Section Library Generation and Application to PWR and BWR

Mesado Melia, Carles (Universitat Politècnica de València, 2017-09-01)

This PhD study, developed at Universitat Politècnica de València (UPV), aims to cover the first phase of the benchmark released by the expert group on Uncertainty Analysis in Modeling (UAM-LWR). The main contribution to ...
Validation of 3D neutronic-thermalhydraulic coupled codes RELAP5/PARCSv2.7 and TRACEv5.0P3/PARCSv3.0 against a PWR control rod drop transient

Garcia-Fenoll, Marina; Mesado Melia, Carles; Barrachina, T.; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Bermejo, Juan Antonio; López, Arturo; Ortego, Alberto (Taylor & Francis, 2017)

[EN] In nuclear safety field, neutronic and thermalhydraulic codes performance is an important issue. New capabilities implementation, as well as models and tools improvements are a significant part of the community effort ...