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Listar por palabra clave "Coupled codes"

Mostrando ítems 1-6 de 6

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 ...
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 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 ...
Análisis de la estabilidad de la Central Nuclear de Ringhals mediante el código acoplado Termohidráulico-Neutrónico 3D TRACE/PARCS

Gaurat, Christophe André Aurelien (Universitat Politècnica de València, 2019-04-15)

[ES] Los reactores de agua a ebullición BWR están sujeto a oscilaciones de potencia en condiciones de operación determinadas, particularmente en situaciones de alta potencia y bajo caudal. Debido a la imposibilidad de ...
Aportaciones y Mejoras en los Códigos Termohidráulicos y Neutrónicos de Estimación Óptima RELAP5, TRAC-BF1, TRACE Y PARCS

Barrachina Celda, Teresa María (Universitat Politècnica de València, 2021-01-10)

[ES] La simulación de transitorios forma parte del proceso de licenciamiento de una central nuclear. Esto implica que los códigos, así como los modelos utilizados deben estar verificados y validados. Normalmente, esta ...
REA 3D-dynamic analysis in Almaraz NPP with RELAP5/PARCS v2.7 and SIMTAB cross-sections tables

Barrachina Celda, Teresa María; Garcia-Fenoll, Marina; Ánchel Añó, Francisco Constantino; Miró Herrero, Rafael; Verdú Martín, Gumersindo Jesús; Pereira, C.; da Silva, C; Ortego, A.; Martínez-Murillo, J.C (Elsevier, 2011-11)

[EN] The Rod Ejection Accident (REA) belongs to the Reactivity-Initiated Accidents (RIA) category of accidents and it is part of the licensing basis accident analyses required for pressurized water reactors (PWR). The REA ...