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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 ...
Control rod drop transient analysis with the coupled parallel code pCTF-PARCSv2.7

Ramos Peinado, Enrique; Román Moltó, José Enrique; Abarca Giménez, Agustín; Miró Herrero, Rafael; Bermejo, Juan A. (Elsevier, 2016-01)

In order to reduce the response time when simulating large reactors in detail, a parallel version of the thermal–hydraulic subchannel code COBRA-TF (CTF) has been developed using the standard Message Passing Interface ...
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 ...

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